Rapport Technique NTB 84-50

Simulation par Modèle Mathématique des Ecoulements Souterra¡ns entre les Alpes et la Forêt Noire

Résumé

Le but de ce rapport est de présenter le développement de deux modèles hydrogéologiques des systèmes d'écoulement des eaux souterraines dans le Cristallin du nord de la Suisse. Ces modèles sont construits à deux échelles différentes. Le modèle régional (23'000 km²) rend compte de toutes les recharges et décharges du Cristallin dans les limites du modèle. Le modèle local (900 km²) tient compte d'une plus grande complexité structurale, stratigraphique et "topographique" dans une région plus restreinte incluant des zones d'étude de la CEDRA. Le modèle régional fournit les conditions hydrologiques aux limites pour le modèle local.

Toutes les étapes suivies lors de la construction et l'utilisation des deux modèles sont présentées ici. Ceci inclut la définition, en plan et verticalement, de la géométrie des principaux aquifères et aquitards. De plus, les propriétés hydrogéologiques de ces couches sont définies, soit, leur perméabilité, leur homogénéité, leur anisotropie et leur continuité. Les discontinuités (comme les failles) sont modélisées en deux ou trois dimensions. Les conditions hydrologiques imposées aux limites sont basées sur des valeurs observées de potentiels ou de débits (infiltrations/décharges), ou sur des valeurs obtenues par inférence.

Les modèles conceptuels développés sont testés avec le programme FEM3 01 (Kiraly 1985). Les résultats de ces tests consistent en potentiels calculs à chaque noeud où le débit est imposé, et en valeurs de décharges ou recharges à chaque nœud où le potentiel est imposé. Ces résultats sont utilisés pour déterminer les systèmes d'écoulement souterrains dans le Cristallin. De plus, ils sont comparés aux potentiels et décharges observés, dans le but de valider les modèles conceptuels. Des gradients hydrauliques représentatifs, calculés dans des zones potentielles d'intérêt de la CEDRA, sont présentés ici. Des études de sensibilité des modèles ont été effectuées, en faisant varier des paramètres et des conditions aux limites incertains, afin d'étudier les réponses de ces derniers en ce qui concerne les systèmes d'écoulement.

Les modèles régional et local présentés dans cette étudie reflètent l'état actuel de nos connaissances fur les eaux souterraines dans le Cristallin du nord de las Suisse. Cependant, comme des données supplémentaires sont en train d'être collectées et interprétées (en particulier des connées hydro chimiques, isotopiques, thermales et hydrogéologiques), cette étude doit être considérée comme une étude préliminaire. Bien que ces modèles doivent subir des révisions dans le futur, les modèles présentés nous ont permis de définir l'impact de certaines incertitudes sur les systèmes d'écoulement et gradients hydrauliques simulés.

Technischer Bericht NTB 84-51

Entstehung und Konditionierung radioaktiver Betriebsabfälle in schweizerischen Kernkraftwerken

Résumé

Ce rapport donne un aperçu de la génération ainsi que du traitement des déchets radioactifs.

Le cours des déchets depuis leur origine jusqu'à leur déposition intermédiaire sur le site y est décrit à base de diagrammes simplifiés.

L'équipement de traitement des déchets, les caractéristiques des déchets solidifiés ainsi que le bâtiment de déposition sur le site ont été décrits.

Technical Report NTB 84-49

FEM 301
A Three Dimensional Model for Groundwater Flow Simulation

Résumé

Le présent rapport contient la description du programme de calcul FEM 301. Il s'agit d'un modèle numérique à éléments finis, qui permet de simuler les écoulements permanents tridimensionnels dans la zone saturée. Après une brève présentation des équations différentielles fondamentales, on présente la solution approchée obtenue par la méthode des éléments finis. FEM 301 utilise la technique de l'élimination frontale développée par B.M. IRONS (1970).

La description de la structure générale de FEM 301 et celle des fichiers d'entrée et de sortie sont accompagnées du listing complet du programme (voir ANNEXE A3). Certains programmes auxiliaires, spécialement développés pour FEM 301, sont également présentés.

Quelques exemples, utilisés pour la vérification du programme, illustrent l'application de FEM 301 à des problèmes hydrogéologiques caractéristiques. Toutefois, la principale application de FEM 301 a consisté dans la simulation des écoulements souterrains profonds dans le socle cristallin de la Suisse septentrionale. Les résultats détaillés de ces travaux sont présentés dans le rapport NTB 84-50 (Kimmeier et al., 1985).

Technical Report NTB 84-48

The Geochemistry of the Near-Field

Résumé

Le champ proche d'un dépôt final pour déchets de haute activité est un système extrêmement complexe, en raison des nombreux processus physiques, chimiques et hydrogéologiques à considérer simultanément. L'analyse de ce système s'avère difficile non seulement du fait de la multitude des processus à considérer, mais aussi en raison de leurs interactions synergiques et/ou concurrentes ainsi que de leurs variations dans l'espace et le temps. Ce rapport décrit une étude relative au concept suisse de stockage final, tel qu'il a été concrétisé dans l'analyse de sûreté du Projet Garantie 1985, qui essaie de quantifier le plus de processus possible.

Les principales composantes du champ proche sont la matrice rocheuse, le conteneur en acier et le matériau de colmatage de bentonite comprimée, qui l'enveloppe.

Une des conclusions à laquelle parvient ce rapport est que l'altération minéralogique du matériau de colmatage sera, pour la période de temps considérée d'un million d'années, si faible qu'on pourra la négliger. On peut donc se fier ses caractéristiques physiques et chimiques pendant cet espace de temps. Le conteneur conservera son intégrité pendant plus de 10³ ans et agira ensuite comme tampon Eh/pH. Les tampons du champ proche garantissent des conditions plus alcalines et réductrices que dans le champ éloigné. La dégradation complète de la matrice de verre durera plus de 10⁵ ans et la libération des radionucléides sera limitée par leur dissolution congruente, bien qu'elle puisse être en plus retenue par de faibles solubilités. La diffusion des nucléides dissouts travers le matériau de colmatage est si lente que de nombreux nucléides s'y désintègrent en des concentrations insignifiantes. L'importante capacité d'absorption de la bentonite prolonge également considérablement la durée de libération hors du champ proche des nucléides de longue vie et non limités par solubilité, baissant ainsi les maxima des taux de relâchement. Des facteurs de perturbation possibles, comme la radiolyse et la production d'hydrogène par corrosion anaérobie du fer, sont de faible importance. En revanche, la modélisation de la spéciation/solubilité dans le champ proche et notamment la formation et la mobilité de colloïdes sont autant de domaines nécessitant encore beaucoup de recherches.

Bien que l'analyse vise essentiellement la prudence, on tente d'évaluer le degré de prudence d'une description "réaliste" du champ proche. Cette évaluation montre que les barrières techniques empêcheront tout relâchement radiologiquement important sur des espaces de temps de plus d'un million d'années renforçant ainsi leur rôle dans le concept du système des barrières de sécurité multiples.

Technischer Bericht NTB 84-47

Inventar und Charakterisiertung der radioaktiven Abfälle in der Schweiz

Résumé

Le présent rapport NTB 84-47 représente un ensemble de données de l'inventaire et des caractéristiques des déchets radioactifs en Suisse.

Après une courte introduction s'ont reportés, pour 93 groupes représentatifs de déchets issus du retraitement des éléments de combustible nucléaire, du fonctionnement des centrales nucléaires, de leur démantèlement ainsi que de la médecine, l'industrie et la recherche, les caractéristiques générales du récipient (comme les dimensions, la production de chaleur, le débit de dose d'irradiation), les matériaux et l'activité des radionucléides des colis de déchets qui seront stockés définitivement.

Le nombre des colis et leur production annuelle associés à un scénario de production d'énergie nucléaire de 240 GW(e)a sont ensuite indiqués.

Les groupes de déchet présentés constituent l'inventaire des déchets dans la variante d'élimination avec retraitement des éléments de combustible, qui est prise en considération dans le Projet Garantie 1985. Dans le 2e volume du rapport de ce projet (Nagra Gewähr Bericht NGB 85-02) sont décrits les références de cette base de données ainsi que brièvement certains déchets particuliers qui ne figurent pas dans ce rapport.

Technischer Bericht NTB 84-46

Bestimmung des Sorptionskoeffizienten von Uran (VI) an Grimsel- und Böttsteingranit

Résumé

Ce travail décrit la détermination du coefficient de sorption (Rd) de l'uranium(VI) sur du granite en poudre, par la méthode statique (expériences en batch).

Deux granites provenant du massif du Grimsel et du sondage profond de Böttstein ont été utilisés, après concassage et prélèvement par quartage.

Une analyse granulométrique par tamisage à sec, suivie d'un calcul à l'aide d'un modèle grossier ont livré, pour les échantillons ci-dessus, des surfaces spécifiques situées entre 260 et 330 cm²/g.

Six séries d'expériences ont été faites à température et pression ambiante. Les temps d'équilibrage utilisés se situent entre 3 et 17 semaines tandis que la concentration en uranium ajouté varie de 2 à 2000 ng/ml. Trois eaux différentes ont été expérimentées, à savoir l'eau distillée pour les essais avec une concentration en uranium ajouté de 2 ng/ml, une eau faiblement minéralisée, produite par mise en contact d'eau distillée avec du granite en poudre, puis filtrage, et enfin, l'eau de Säckingen, riche en sels minéraux. Un passage du rapport roche/eau de 1/20 à 1/2, d'une part livré des valeurs Rd plus élevées et, d'autre part mis en évidence le fait qu'une partie de l'uranium contenu dans le granite est lixivié. Les essais ultérieurs ont donc été faits avec un traceur, à savoir uranium-233. Ces essais ont montré que l'uranium lixivié peut représenter jusqu'à 6 % de l'uranium total contenu dans le granite, ce qui augmente considérablement la concentration en uranium ajouté (jusqu'à cent fois).

La mesure des Rd a donné les résultats suivants: 3 à 30 ml/g pour le granite du Grimsel et 3 à 15 ml/g pour celui de Böttstein.

Des différences de lixiviation ont été constatées entre les granites étudiés, cependant, aucune relation n'a pu être établie avec leur degré d'altération.

Les Rd mesurés sont d'accord avec les valeurs publiées dans la littérature. Seules de petites différences de sorption ont été observées sur les granites utilisés, malgré leur provenance et leur degré d'altération divers. Nous recommandons un Rd de 5 ml/g pour l'uranium(VI) sur le granite.

Technischer Bericht NTB 84-45

Seismotektonik Nordschweiz

Résumé

La comparaison des structures néotectoniques et des mécanismes au foyer en Suisse septentrionale démontre, dans plusieurs cas, une corrélation excellente entre l'orientation des plans nodaux de la solution focale et l'orientation des failles observées à la surface. Les profondeurs des hypocentres de 10 - 25 km indiquent que certains de ces systèmes de failles se prolongent jusqu'à une profondeur considérable dans le socle cristallin. L'orientation des axes P et T des mécanismes au foyer indique un raccourcissement horizontal maximal orienté NNW-SSE et une extension horizontale maximale orientée WSW-ENE de l'écorce supérieur terrestre. Le champ des contraintes tectoniques, qui est à la cause de l'activité sismique actuelle en Suisse septentrionale, a une orientation très similaire au champ des contraintes néotectoniques de ces 5 à 8 millions d'années passées.

Technischer Bericht NTB 84-44

Verfestigung radioaktiver Abfälle mit Zement (Literaturstudie)

Résumé

Cette étude est divisée selon des points de vue thématiques. Une grande importance a été accordée à une description précise du comportement du ciment lors de la solidification des déchets radioactifs. En utilisant divers additifs, la manipulation d'une part, et les propriétés comme la lixiviabilité, la stabilité mécanique etc. d'autre part, peuvent être améliorées. Ces propriétés peuvent aussi être influencées dans un sense positif par divers méthodes de solidification et de durcissement. Le chapitre 4 résume les genres de déchets les plus fréquents (résines échangeur d'ions, concentrés, solutions etc.). Selon le genre de déchets à solidifier, le ciment, les additifs et la recette ainsi que la technique des procédés devront être adaptés. Dans le dernier chapitre les activités dans le domaine de la cimentation des déchets radioactifs dans divers pays sont décrites.

Technischer Bericht NTB 84-43

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz: Refraktionsseismische Messungen 84

Résumé

C'est à la demande du groupe de travail Commission Suisse de Géophysique/Cédra, à Baden en Suisse, que la société allemande PRAKLA-SEISMOS GmbH, à Hanovre, a projeté, réalisé et interprété des mesures de sismique-réfraction dans le nord de la Suisse, tandis que la CGG, à Massy (France) s'occupait des travaux sur le terrain. Les mesures avaient pour objectif de dégager la forme et la position en profondeur du bassin permo-carbonifère d'orientation WSW-ENE, qui apparaît au nord de Brugg, et de tenter, à l'aide des vitesses du réfracteur, de donner une interprétation géologique des réfracteurs. La section de mesures était composée d'un dispositif de 36 km de long dans l'axe présumé du bassin et de quatre dispositifs arqués, longs de chacun 12 km et placés perpendiculairement au premier; ils devaient permettre de délimiter le bassin. La qualité des résultats des mesures est bonne et leur interprétation a fourni deux horizons: un horizon H5 à attribuer au permo-carbonifère le plus profond, mais qui n'a pu être identifié avec certitude que dans la partie ouest du dispositif linéaire, et l'horizon H6 que l'on attribue à la limite supérieure du cristallin du sondage de Weiach et qui correspond peut-être au granite 3 du sondage de Böttstein. Cet horizon a été détecté distinctement par toutes les mesures et a permis de dresser une cartographie confirmant la direction supposée du bassin permo-carbonifère. Dans la partie WSW, le bassin a une profondeur de plus de 3300 m, il s'élève vers l'ESE jusqu'à -3000 m et montre, seulement à l'est de la zone de mesures, une tendance à une profondeur et une largeur plus faibles (profondeurs données par rapport à +500 m s. mer).

Technischer Bericht NTB 84-42

Endlager für hochaktive Abfälle
Sicherheitstechnische Aspekte der Betriebsphase

Résumé

Malgré l'observance des prescriptions et règlements applicables, des incidents peuvent avoir lieu pendant l'exploitation d'un dépôt final pour déchets radioactifs.

De tels incidents (pannes, havaries de certaines installations, etc.) peuvent être dûs à des phénomènes naturels, à l'usure ou au vieillissement d'installations techniques ou à des fautes humaines.

Le rapport étudie l'éventualité de rejets radiologiques intolérables imputables à l'exploitation d'un dépôt pour déchets de haute activité.

L'étude a été effectuée pour un dépôt final de type C, tel que défini par le projet Garantie 1985, et qui est décrit en détail dans le rapport CEDRA NGB 85-03 (Génie civil, exploitation). Dans un tel dépôt trois différentes catégories de déchets sont stockées. Ces déchets résultent du retraitement de combustibles irradiés provenant de centrales nucléaires.

L'étude considère differents scénarios d'incidents, les uns avec des causes internes, d'autres avec des causes externes au dépôt. Ces scénarios sont caractéristiques pour un dépôt final et représentent l'ensemble des incidents imaginables. Parmi ceux-ci, uniquement les incidents susceptibles de causer des effets importants ont été analysés. Les calculs nécessaires à ces analyses ont été effectués sur la base d'hypothèses conservatrices, comme ceci est d'usage pour des installations nucléaires.

Les conclusions suivantes ont été tirées de ces études:

Les barrières de protection contre le rejet d'activité sont très efficaces, ceci déjà pendant la phase d'exploitation. Cette protection est assurée en premier lieu par la méthode de fixation des matières radioactives dans les conteneurs; l'incorporation des radionuclides dans des matrices de verre, ciment ou bitume constitue une barrière très efficace contre le rejet. En plus, les gaines de protection qui entourent les conteneurs pendant le transport et le stockage, ainsi que le colmatage des espaces vides entre conteneurs et la roche, effectué immédiatement après la mise en place de ceux-ci dans le dépôt, contribuent de manière décisive à diminuer les conséquences potentielles d'un incident.

Aucun rejet radioactif à l'environnement n'a lieu pendant l'exploitation normale d'un dépôt final.

Même dans le cas peu probable d'incidents importants, le rejet de matières radioactives serait minime et ne causerait pas d'effet radiologique intolérable sur l'environnement.

En résumé, il s'avère qu'aucun danger pour l’environnement n'est à craindre pendant la phase d'exploitation d’un dépôt final de type C.

Technical Report NTB 84-41

The potential of natural analogues in assessing systems for deep disposal of high-level radioactive waste

Résumé

Les processus qui entraînent la rupture des barrières techniques et le relâchement de radionucléides d'un dépôt final profond révèlent souvent certaines analogies avec des processus qui se déroulent dans des systèmes naturels géologiques. Ces "analogies naturelles" sont considérées comme particulièrement importantes pour la validation de chacun des éléments du modèle servant à l'analyse de la sécurité à long terme de dépôts finals. Leur principale valeur consiste dans l'analyse de processus qui se déroulent sur des périodes de temps géologiques et permettent ainsi une extrapolation temporelle plus convaincante des recherches en laboratoire faites relativement à court terme.

Dans une première partie, le rapport résume l'ensemble des processus qui mènent au relâchement de radionucléides d'un dépôt final pour déchets de haute activité situé dans le socle cristallin ainsi qu'aux mécanismes de transport pendant la migration vers la biosphère. Sur la base d'analyses de sensibilité (sensitivity analyses), on a identifié neuf processus spécifiques qui sont déterminants pour les modèles de transport utilisés. Ces processus sont considérés un à un dans le détail on passe d'abord en revue les mécanismes concernés et les inconnues les plus importantes avant de donner un aperçu des diverses possibilités d'études d'analogies, permettant de décider comment on en tire les informations les plus exhaustives possibles sur les processus se déroulant. Les travaux disponibles sont qualifiés "d'analogues", en rapport avec leur potentiel d'utilisation à cet effet. Pour tout processus entrant en question, on conclut dans quelle mesure de tels analogues peuvent être utilisés pour la validation des modèles en ce qui concerne l'effet, la stabilité à long terme, etc. Là où c'est possible, des évaluations quantitatives en sont déduites.

Les conclusions tirées pour chaque processus sont résumées et les thèmes les plus importants d'études ultérieures sont mentionnés avec exemples spécifiques d'étudies d'analogies requises.

Le présent rapport tente de manière systématique de relier les analogues à des processus et mécanismes bien définis, étant donné que des analogies naturelles globales de systèmes complets de dépôts finals n'existent pas. Bien que ce rapport vise spécifiquement les concepts d'élimination utilisés en suède (KBS, stockage définitif direct des éléments de combustible irradié) et en Suisse (Nagra, stockage définitif des déchets de retraitement vitrifiés), de nombreux résultats revêtent un caractère très général. Une partie importante de la matière traitée pourrait être utilisée au cas où le stockage final d'autres catégories de déchets devait être étudié pour d'autres roches d'accueil.

Technical Report NTB 84-40

Radionuclide Sorption Database for Swiss Safety Assessment

Résumé

Ce rapport présente les données recommandées, relatives à la sorption, utilisées pour la modélisation du dépôt suisse pour les déchets hautement radioactifs. Les modèles appliqués au "Project Gewähr 85" présupposent une isotherme de sorption linéaire et nécessitent ainsi des données sur les Kd. Une recherche bibliographique a permis de sélectionner les Kd «réalistes» de 22 éléments pour la sorption sur roches cristallines altérées en milieu réducteur et sur roches sédimentaires en milieu réducteur et oxydant. Les données concernant la sorption de 28 éléments sur la bentonite, utilisée comme matériaux de bourrage, figurent en appendice. Ces données sont complétées par des valeurs "conservatrices" estimées ou valeurs minimales raisonnables. L'ensemble des valeurs disponibles est considéré en détail pour chaque élément. Il en ressort que: i) les connaissances actuelles présentent des lacunes, ii) les connaissances se répartissent de manière très inégale sur les différents éléments et iii) en conséquence, l'effort futur devrait porter sur les expériences au laboratoire et sur le terrain, ainsi que sur l'étude des analogues. Un aperçu des concepts théoriques, des méthodes expérimentales et de l'interprétation des données est présenté pour fixer les valeurs recommandées dans leur contexte. Les domaines d'étude nécessitant un examen plus approfondi ont été identifiés.

Rapport Technique NTB 84-39

Contrôle de la teneur en radionucléides des déchets radioactifs

Résumé

Le contrôle de la teneur en radionucléides des déchets radioactifs destinés au stockage définitif est possible. Sur la base d'un premier inventaire et d'une première caractérisation des déchets, ainsi que de concentrations limites provisoires pour l'acceptation en dépôt de ces déchets, une première analyse des exigences d'un tel contrôle pour les déchets faiblement et moyennement radioactifs à stocker en dépôt de type B a été effectuée. La présente étude a ainsi permis de définir relativement à ces conditions les cas de contrôle nécessaires, c'est-à-dire les radionucléides et les sortes de déchets conjointement impliqués. Basé sur les techniques de contrôle possibles, un système redondant de contrôle du contenu radioactif des déchets est esquissé. Les techniques et le système proposés ici sont provisoires mais il est montré que les buts du contrôle peuvent être en principe atteints. A partir des spécifications définitives des déchets qui seront associées au dépôt de stockage construit, le système de contrôle de la teneur en radionucléides des déchets pourra être optimalisé du point de vue de son unité générale, de ses performances et de son coût.

Technischer Bericht NTB 84-38

Sondierbohrung Leuggern Arbeitsprogramm

Résumé

Die Nagra führt in der Nordschweiz ein umfassendes geologisches Untersuchungsprogramm durch mit dem Ziel, die erdwissenschaftlichen Erkenntnisse zu beschaffen, welche notwendig sind, um die Eignung des Untergrundes zur Endlagerung hochradioaktiver Abfälle beurteilen zu können. 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 1200 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, konnte die Bohrkampagne im Oktober 1982 mit der Sondierbohrung Böttstein beginnen, welche zur Zeit in der Beobachtungsphase steht.

Die zweite Sondierbohrung Weiach startete im Januar 1983 und wird demnächst in die Beobachtungsphase eintreten. Die dritte Sondierbohrung Riniken begann im Juni 1983. Bei einer Bohrtiefe von 1800.50 m wurden die Bohrarbeiten vorerst eingestellt.

Die vierte Sondierbohrung Schafisheim (Beginn 26.11.1983) sowie die fünfte Bohrung Kaisten (Beginn 13.2.1984) haben ihre Endtiefe bei 2006 m respektive 1306 m erreicht.

Die Sondierbohrung Leuggern (K6) mit den Koordinaten 657'633.9/ 271' 207.9 und einer Höhe von 358.8 m ü. M. befindet sich südwestlich des Aare-Rheinzusammenflusses im Tafeljura am Südrand des Schwarzwaldmassivs.

Nach geologischer Prognose wird die Bohrung Leuggern unter den 49 m mächtigen Lockergesteinsschichten die Sedimente des Muschelkalks und des Buntsandsteins durchteufen. Die Schichten fallen mit ca. 3 – 4° gegen Süden ein. Die Kristallinoberfläche wird in einer Teufe von ca. 250 – 260 m erwartet. Es ist vorgesehen, das Kristallin vertikal über eine Strecke von minimal 1000 m zu durchbohren.

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 vollelektrischen Bohranlage 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 Leuggern als sechste Bohrung der Tiefbohrkampagne sehr umfangreich und vielfältig, damit es allen geologisch denkbaren Untergrundverhältnissen, besonders im Kristallinbereich, zu genügen vermag.

Es ist vorgesehen, die ganze Strecke des Kristallins und der Sedimente zu kernen. Da die Bohrkerne mit Hilfe des Sonic Televiewer-Logs räumlich orientiert werden, wird dies, neben der lithologisch-sedimentologischen Analyse der möglichen Barrieren- und Wirtgesteine, die vollständige Erfassung der petrographischen Eigenschaften des potentiellen kristallinen Wirtgesteins im Bohrlochbereich und seiner die Wasserwegsamkeit weitgehend bestimmenden Kluftsysteme erlauben.

Ein umfangreiches Programm geophysikalischer Bohrlochmessungen wird die Ergebnisse der Kernanalysen 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, welche erlauben, die Tiefengenauigkeit der ausgewerteten reflexionsseismischen Profile des regionalen Messnetzes der Nagra wesentlich zu verbessern.

Durch zahlreiche Tests mit verschiedenartigen Methoden, reichend von Förderversuchen im Buntsandstein- und MuschelkalkAqufer 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 Wasser probenentnahmen aus der Kristallinstrecke durch Langzeit-Fördertests. Die Dauer der Beobachtungsphase richtet sich nach den während der Bohr- und Testphase angetroffenen hydrogeologischen Gegebenheiten sowie nach den Erfahrungen während der Beobachtungsphase in bereits abgeteuften Nagra-Bohrungen.

Der Zeitbedarf der Feldarbeiten, von der Bohrphase bis zum Beginn der Beobachtungsphase wird für die Sondierbohrung Leuggern auf 8 bis 13 1/2 Monate veranschlagt.

Technischer Bericht NTB 84-37

Rezentes Spannungsfeld in der zentralen Nordschweiz

Résumé

Le champs de contrainte méchanique régional dans la partie centrale du nord de la Suisse, ainsi que ses variations spatiales, ont été l'objet d'une évaluation par la méthode de Doorstopper grâce à l'observation du comportement des fissures observables à la surface de la paroi dans les forages; une comparaison a été faite avec le mécanisme du foyer des séismes dans cette région.

On a pu montrer qu'une grande hétérogénéité latérale du champs de contrainte mécanique, se manifeste dans cette région située à l'extrémité sud-est de la fosse rhénane. La direction des contraintes mécaniques maximales, mesurée sur une grande partie de l'Europe centrale dans la direction N140°E±10°, n'a été observée qu'une fois en Suisse dans les couches superficielles. Toutes les autres mesures faites sur place ont montré des deviations allant jusqu'à 80° par rapport à cette direction générale. L'examen des fissures observables sur les parois des forages de la partie centrale du nord de la Suisse confirme la disposition du champs de contrainte mécanique près de la surface.

Dans les sédiments de l'auge carbonifère on a mesuré N160°E±10° et dans ceux qui sont situé au-dessus de la surface-de cisaillement de la faille jurassique N7°E±10°; ces valeurs de direction du champs de contrainte sont différentes de celles mesurées dans le socle crystallin.

La direction générale de ce champs dans le nord de la Suisse (N140°E±10°) n'est mesuré, presque exclusivement, que dans le socle crystallin. Une rotation de sa composante horizontale maximale, en fonction de la profondeur, est ainsi observé pour la première fois. Celle-ci indique un découplage entre le socle et les couches de couverture chevauchant celui-ci.

Des contraintes de tension sont observées près de la surface au Dinkelberg; celles-ci confirment en amplitude et direction les mécanismes du foyer des seismes ayant pour origine ces contraintes de tension dans la région de Wies et Kandern.

Technical Report NTB 84-36

Surveillance of the north-eastern Atlanic dumpsite for low-level radioactive waste
The Swiss oceanographic research program PROSPER

Résumé

Le projet PROSPER (Programme de Recherches Océanographiques Suisse Pour l'Elimination des Radionuclides) représente la contribution suisse à la surveillance du site d'immersion des déchets faiblement radioactifs en Atlantique Nord-Est. Ce site est en effet utilisé par la Suisse pour l'évacuation d'une partie de ses déchets depuis 1974. Le projet PROSPER s'intègre au programme international "CRESP" (Coordinated Research for Environmental Surveillance Program), coordonné depuis 1981 par l'Agence pour l'Energie Nucléaire (AEN). CRESP a pour objectif de rassembler les données et connaissances scientifiques indispensables à la validation périodique du site actuel d'immersion, conformément aux dispositions prévues par le Mécanisme International de Consultation de l'OCDE (Organisation Coopérative de Développement Economique).

Ce rapport présente l'orientation des recherches entreprises par le groupe PROSPER, les moyens de travail à sa disposition, ainsi que les résultats obtenus au cours des trois premieres campagnes océanographiques réalisées entre 1982 et 1983 dans le cadre de collaborations internationales. Les observations effectuées concernent les couches néphéloïdes profondes et les sédiments de la région du site d'immersion. Près d'une centaine de profils néphélométriques et hydrologiques ont été obtenus à l'aide de bathysondes océanographiques. Des particules en suspension, collectées par filtration d'eau prélevée dans les couches profondes, ont été soumises à différentes analyses (Activation neutronique, microsonde EDAX, observation au microscope électronique). Plusieurs dizaines d'échantillons de sédiment superficiel, mis à notre disposition par le Nederland Instituut vor Onderzoek der Zee (NIOZ/Texel) lors de la première campagne de 1982, ont été étudiés en détail (géochimie, minéralogie, microbiologie).

Les résultats obtenus jusqu'ici permettent de caractériser les couches néphéloïdes profondes de cette region océanique (concentration des suspensions et gradients verticaux, épaisseur des couches turbides en relation avec la topographie), de comparer la composition des suspensions avec celle du sédiment superficiel, de déterminer les variations minéralogiques du sédiment en fonction de la profondeur, et de mettre en évidence une activité microbienne benthique. Ces données ont été intégrées à la seconde description océanographique du site d'immersion de l'Atlantique Nord-Est, que l'AEN publiera fin 1984 en vue de la validation de 1985.

Technischer Bericht NTB 84-35

Kriechverhalten unlegierter Stahlwerkstoffe für Endlager-Behälter:
Auswertung der Literaturangaben

Résumé

Selon le concept de la Nagra pour l'entreposage définitif des déchets hautement radioactifs, ces derniers seront placés dans des conteneurs résistant à la corrosion avant leur mise dans le dépôt définitif. La fonction principale des conteneurs est, selon le concept de sécurité, d'empêcher le contact entre les eaux souterraines et les déchets pour la durée de vie requise (1000 ans), c'est-à-dire de retarder jusqu'à ce moment une fuite possible de ces déchets. Dans le cadre de l'étude des propriétés mécaniques des matériaux entrant en ligne de compte pour les conteneurs, une analyse des données publiées sur le comportement au fluage des aciers non alliés a été effectuée.

Le peu d'informations valables et directement utilisables trouvées dans la littérature ne permet pas de prévoir de manière précise l'importance du fluage dans les aciers non alliés à 140°C pour des durées allant jusqu'à 1000 ans. Néanmoins de ces informations, les conclusions suivantes peuvent être tirées:

A la température ambiante, en-dessous de la limite d'élasticité aucun fluage n'est observable. Une extrapolation des données disponibles jusqu'à la température nominale de 140°C n'est pas possible. Il en est de même pour les résultats publiés d'essais à des températures supérieures à 300°C. Et cela en raison du fait que la variation de l'énergie d'activation du fluage (une des grandeurs caractérisant la résistance au fluage du matériau) en fonction de la température est inconnue. Les quelques résultats à disposition dans le domaine de température 100 à 300°C laissent prévoir une déformation due au fluage après 1000 ans à 140°C inférieure à 1 %. Il est aussi probable que l'importance de cette déformation va dépendre plus des caractéristiques mécaniques du matériau (résistance à la traction et limite élastique) que de celui-ci en lui-même (acier forgé, acier coulé ou fonte à graphite sphéroïdal). Une éventuelle augmentation de la vitesse de fluage due à des effets tels que la diffusion d'hydrogène ou l'irradiation ne peut être exclue mais n'est pas suffisamment documentée. En conséquence, une détermination expérimentale du comportement au fluage du matériau choisi n'est à recommander que si la déformation tolérée est inférieure à environ 1 %. Dans ce cas l'influence de la diffusion de l'hydrogène ainsi que celle de l'irradiation devraient aussi être contrôlées.

Technischer Bericht NTB 84-34

Die Kernbohrung Beznau

Résumé

Im Winter 1979/80 liessen die Nordostschweizerischen Kraftwerke AG anlässlich einer Überprüfung der Erdbebensicherheit ihrer auf der Aareinsel Beznau stehenden zwei Kernkraftwerke rund 75 m nordnordöstlich des Reaktorgebäudes II auf Koordinaten 659491/267242 eine vertikale Kernbohrung von 321,8 m Tiefe abteufen.

Da diese Bohrung auch für das Untersuchungsprogramm der Nagra in der Nordschweiz wichtige Ergebnisse versprach, wurde sie sowohl mit sedimentologischen, mineralogischen und geochemischen als auch geophysikalischen, hydrogeologischen, felsmechanischen und isotopenphysikalischen Methoden untersucht. Es ist dies in der Schweiz die erste Tiefbohrung, die in solchem Ausmass wissenschaftlich ausgewertet wurde.

Die lückenlos gekernte Bohrung durchteufte unter 20,3 m mächtigen Niederterrassenschottern über eine Strecke von 301,5 m die nahezu horizontale Schichtreihe des Tafeljura vom mittleren Opalinus-Ton bis in die Oberen Sulfatschichten der «Anhydritgruppe» des mittleren Muschelkalks.

Der unter einer pleistozänen Erosionsfläche einsetzende noch rund 45 m mächtige mittlere und untere Abschnitt des Opalinus-Tons (oberes Toarcien-Aalenien) besteht aus scheinbar monotonen, grauen, feinlaminierten siltigen Tonen und tonigen Siltsteinen mit einem CaCO₃-Gehalt von etwa 10%. Mittels lithologischer Kriterien konnte der Abschnitt in 6 Faziestypen gegliedert werden, wobei seine unterste Partie, wegen der in den Bohrkernen gefundenen Ammoniten der Spezies Pleydellia, ins obere Toarcien zu stellen ist. Nach unten wird der Opalinus-Ton toniger, was sich einerseits durch Abnahme von Gesteinsdichte, Quarzgehalt und Mikroporosität, anderseits durch Zunahme der spezifischen Oberfläche und des Al₂O₃-Gehalts ausdrückt. Auch nimmt der Gehalt an C_org linear mit der Tiefe zu.

Der obere Lias (unterster Opalinus-Ton 12,36 m, Jurensis-Mergel 3,43 m und Posidonienschiefer 5,93 m) ist durch Tone, Kalkmergel und kalkige Tone vertreten, wobei in den Posidonienschiefern stark bituminöse Lagen mit bis zu 9% C_org vorkommen. Der mittlere Lias (2,19 m) besteht aus einer lückenhaften Schichtfolge von glaukonitischen fossilreichen Mikriten. Der untere Lias wird aufgebaut aus 13,66 m tonigen Siltsteinen der Obtusus-Tone, 1,14 m tonigem Biomikrit und Fe-Oolith des Arietenkalks und feingeschichteten Tonen der Angulatenschichten sowie 6,38 m feingeschichteten bituminösen (0,5% C_org) Insektenmergeln.

Die Oberen und Unteren bunten Mergel (12,06 m) des obersten Keuper sind als bröcklige Dolomit-Mergel ausgebildet. Der zwischengelagerte Gansinger-Dolomit (4,16 m) fällt vor allem durch seine Dolomitbreccien und viele Lösungsporen auf.

Die Tonmineral-Vergesellschaftung der Dogger- und Liasschichten bis zu den Oberen bunten Mergeln ist mit Illit, Kaolinit, Chlorit und Wechsellagerung Illit/Montmorillonit sehr einheitlich, mit einem höheren Kaolinit-Anteil in den tonreichen Gesteinen. In den Proben der Oberen bunten Mergel fehlt Kaolinit, und die Gehalte an Illit und Illit/Montmorillonit-Wechsellagerung sind hoch. In den Unteren bunten Mergeln findet man neben Illit nur Chlorit.

Der Schilfsandstein (16,5 m) lässt sich in eine obere kleinzyklische Serie, einen mittleren massiven, porösen Feinsandstein und eine basale tonig-siltige Serie gliedern, wobei der Tonanteil der einzelnen Schichtglieder zwischen 25 und 60% schwankt. Die Tonmineralien-Assoziation setzt sich aus Illit, Kaolinit (beide z.T. authigen in Poren), Chlorit und Illit/Montmorillonit-Wechsellagerung zusammen.

Der Gipskeuper (85,15 m) besteht neben Tonen und Dolomiten aus Anhydrit in verschiedenen strukturellen Erscheinungsformen. Die sedimentologischen Untersuchungen erlauben, die komplexe Formation in 7 Untereinheiten zu gliedern. Die vorherrschend evaporitische Fazies ist, wie auch im obersten Teil der «Anhydritgruppe», nur in der Kontaktzone zu den liegenden und hangenden porösen, wasserführenden Gesteinen als Gips ausgebildet. Als charakteristisches Tonmineral des Gipskeuper tritt Corrensit auf.

Aufgrund fazieller Überlegungen wird die Lettenkohle (4,0 m) dem oberen Muschelkalk zugeordnet. Sie besteht aus einer Verzahnung von Grenzdolomit und wenig mächtigen Estherienschiefern. In dieser Abfolge ist Kaolinit neben Illit das einzige Tonmineral.

Im Trigonodus-Dolomit (34,5 m) wurde nahe der Obergrenze der im Schweizer Jura weitverbreitete Leithorizont, ein Hornstein führender Dolomit mit begleitendem Oolith, in den Bohrkernen ebenfalls gefunden. Darunter liegen die 9,6 m mächtigen Kaistener Schichten, eine Abfolge poröser Dolomite mit bioklastischen Lagen, die von massigem bis plattigem feinkristallinem Dolomit unterlagert werden. Auffällig ist die hohe Makroporosität des Trigonodus-Dolomits, verursacht durch Drusen, Klüfte und gelöste Fossilschalen. Die Poren sind z.T. mit Calcitkristallen ausgekleidet und öfters mit weissem Kaolinit gefüllt.

Der Plattenkalk (17,35 m) ist eine Wechsellagerung von Dolomit und Mikrit mit 3,45 m mächtigen Lamellibranchier-Crinoiden-Biomikriten an der Basis.

Der Trochitenkalk (19,2 m) zeigt nur in den obersten Metern Trochitenfazies. Vorherrschend sind graue Mikrite mit einer basalen Oolithbank.

Von der «Anhydritgruppe» des mittleren Muschelkalks wurden der Dolomit und bis zum Abschluss der Bohrung ein Teil der Oberen Sulfatschichten durchteuft. Der Dolomit der «Anhydritgruppe» (11,45 m) ist ein beiger, oft stromatolithischer Dolomit mit Rauhwacke- und Breccienlagen und einer sehr hohen sekundären Porosität. Diese ist hauptsächlich auf Lösung von Gips - bzw. Anhydritkristallen und - knöllchen zurückzuführen. Die Oberen Sulfatschichten (18,95 m durchbohrt) bestehen aus dolomitischen und teilweise evaporitischen Mergeln, die von geschichtetem bis massigem Anhydrit unterlagert werden.

Die Gehalte an radioaktiven Elementen sind in den Gesteinen der Bohrung durchweg niedrig. Es zeigt sich eine sehr gute Übereinstimmung der integralen Gamma-Aktivität, unterteilt in K-, U und Th-Strahlungsintensität, mit dem Gamma-Log. Die mit der Tiefe kontinuierlich zunehmende Radioaktivität im Opalinus-Ton ist durch die Zunahme aller Radioelemente bedingt. Dabei leistet Uran den kleinsten Beitrag zur Gesamtaktivität.

Die Messungen der Wärmeleitfähigkeit parallel und senkrecht zur Schichtung zeigen Werte (W/m °K); wie sie für die verschiedenen Gesteinsarten als typisch gelten. Die Mittelwerte liegen für K = zwischen 1,14 (Insektenmergel) und 4,07 (Obere Sulfatschichten). Die grossen Schwankungen in gewissen Formationen sind auf deren lithologische Inhomogenität zurückzuführen. Die Wärmeleitfähigkeit tonhaltiger Formationen, insbesondere des Opalinus-Tons, ist deutlich von der Tiefe abhängig.

Die Kationen-Austauschkapazität aller untersuchten Proben variiert von 15 bis 28 mval / 100 g und ist vor allem an Illit und Illit/Montmorillonit-Wechsellagerung und im Gipskeuper auch an Corrensit gebunden. Die Porosität von Tonen und Mergeln beträgt je nach Tongehalt 5-10%, wobei der kommunizierende Porenanteil mit Schwerpunkt bei 70% zwischen 50 und 99% schwankt. Das Häufigkeitsmaximum der Porenradien liegt bei 100 Å. Hohe Makroporositäten wurden im Gansinger-Dolomit und im Dolomit der «Anhydritgruppe» beobachtet. Die Dehnungsmessungen an Opalinus-Tonproben ergaben sowohl parallel wie senkrecht zur Schichtung lineare Ausdehnungskoeffizienten um 10 × 10^-6.

An polierten Anschliffen von Konzentraten organischer Partikel aus 15 Kernproben aus Jura und Trias wurde die Art des organischen Materials und, anhand von Vitrinitreflexionsmessungen, sein Reifegrad bestimmt. Die meisten der untersuchten Proben führen ein wasserstoffarmes Kerogen mit einem niedrigen H/C-Verhältnis. Nur die Proben aus dem Posidonienschiefer und dem Dolomit der «Anhydritgruppe» (mm-dünne algenreiche Zwischenlagen) enthalten ein Kerogen mit erhöhten H/C-Werten. Aus der Variation des Mittelwertes aller Vitrinitreflexionsmessungen mit der Tiefe liess sich ein Reifegradient von 0,10% R_m/100 m ermitteln. Die einzige aufgrund ihrer Kerogenqualität als potentielles Erdölmuttergestein in Frage kommende Formation ist der Posidonienschiefer, dessen organisches Material einen Reifegrad erreicht hat, der dem Beginn des Stadiums der Erdölgenese entspricht.

Diese durch die Charakterisierung des organischen Materials erzielten Ergebnisse werden weitgehend bestätigt durch die Messung von Gehalt und Zusammensetzung der leicht- und schwer flüchtigen Kohlenwasserstoffe (C₂-C₇ bzw. C₁₅₊), die aus tonigen Gesteinen des Lias und Dogger extrahiert wurden. Aus der Zusammensetzung der Fraktion der niedrigmolekularen Kohlenwasserstoffe lässt sich ausserdem eine Verwitterung der obersten 18,16 m des Opalinus-Tons erkennen, die aus der Untersuchung der Minerale dieser Zone allein nicht ersichtlich ist.

Die Bohrung wurde über ihre ganze Länge bohrlochgeophysikalisch untersucht. Dabei kamen neben elektrischen, radiometrischen und akustischen Verfahren auch Sonden zum Messen von Bohrlochtemperatur, Bohrlochgeometrie und Wasserführung zum Einsatz.

Die elektrischen Widerstands-Logs wie auch die radiometrischen Logs bestätigen weitgehend die durch sedimentologische Kernanalysen festgelegten Schichtgrenzen. Das Gamma-Log zeigt relativ hohe Gammastrahlenintensitäten in glaukonithaltigen Schichten des oberen Lias und in Tonen und Tonmergeln des oberen Keuper. Die aus dem Gamma-Gamma-Log interpretierten Dichtewerte für verschiedene Gesteinstypen stimmen im Allgemeinen gut mit den im Labor an Kernproben ermittelten Werten überein. Das Neutron-Gamma-Log zeigt sowohl im unverrohrten als auch im verrohrten Bohrlochabschnitt eine bemerkenswerte Analogie im Kurvenverlauf mit dem elektrischen Widerstands-Log. Aus dem Akustik-Log liessen sich für die verschiedenen im Bohrloch durchteuften Gesteine genaue charakteristische Geschwindigkeitswerte der Longitudinalwellen bestimmen. Im Bereich bis 200 m Tiefe weist einzig der harte Gansinger-Dolomit Werte über 4000 m/s auf. Unterhalb 200 m liegen die Schallgeschwindigkeiten, mit Ausnahme des stark porösen oberen Trigonodus-Dolomits sowie geklüfteter und brecciöser Intervalle in der oberen «Anhydritgruppe», durchwegs über 4000 m/s.

Aus den Temperatur-Logs lässt sich zwischen 30 m und 130 m Tiefe ein langsamer Temperaturanstieg von 0,04°C/m auf 0,07°C/m errechnen. Im wahrscheinlich ungestörten Bohrlochbereich zwischen 314 m und der Endteufe bei 321,8 m beträgt der Temperaturgradient 0,038 °C/m bei einer Maximaltemperatur von 28,16°C.

Die Kombination von Temperatur-, Salinometer-, Kaliber- und Flowmeter-Log erlaubte, die Wasserzutritte im Bohrloch genau zu orten und die einzelnen Fliessmengen zu berechnen. Die auf dem Kaliber-Log angezeigten Bohrlochausweitungen im Muschelkalk bei 230 m und 300 m Tiefe korrelieren mit den in diesen Bereichen festgestellten Wasserzuflüssen aus stark porösen, z. T. brecciösen Dolomitlagen.

Die an Proben aus dem Opalinus-Ton und in situ durchgeführten felsmechanischen Untersuchungen zeigen, dass der Opalinus-Ton, von seinen mechanischen Eigenschaften her gesehen, als Festgestein bzw. Fels zu bezeichnen ist. Die ermittelten Kennwerte weisen zwar beträchtliche Streuung, aber keine sprunghaften Änderungen auf. Mit zunehmender Tiefe ist die Veränderungstendenz nur geringfügig. Dies bestätigt den relativ homogenen lithologischen und mineralogischen Aufbau der erbohrten 45,4 m dieser Formation. Die mit 9 In-situ-Messungen bestimmten Deformationsmoduli zeigen ab 38 m ziemlich einheitliche Durchschnittswerte. Die beträchtlich niedrigeren Moduli in 26,5 mund 32,5 m Tiefe sind im ersten Fall vermutlich auf Verwitterungserscheinungen, im zweiten Fall auf eine kluftreiche Störzone zurückzuführen.

Charakteristisch für das untersuchte Gestein sind die geringe Druck- und Scherfestigkeit vor allem in Richtung der Schichtflächen und die ausgesprochene Quelltendenz.

Unter dem nutzbaren Grundwasserstrom in den Niederterrassenschottern des Aaretals wurden in der Bohrung nur in der Trias wasserführende Lagen angetroffen. Es sind dies der Gansinger-Dolomit (leicht subartesisch gespannt, 3,0 l/min im Kleinpumpversuch), die oberste Partie des Trigonodus-Dolomits (Ausfluss ca. 16,1 l/min), der Trochitenkalk (Ausfluss ca. 6,8 l/min) und der Dolomit der «Anhydritgruppe» (Ausfluss ca. 10,4 l/min). Sämtliche Muschelkalkwässer sind artesisch gespannt. Der Überdruck reicht in allen wasserführenden Lagen bis ca. 15 m über Terrain. Die aus dem Muschelkalk an der Oberfläche ausfliessende Gesamtmenge betrug etwa 33,3 l/min, bei einer mittleren Mischtemperatur von rund 22 bis 23°C.

Bei einer Gesamtmineralisation von 14683 mg/l ist das Wasser aus dem Gansinger-Dolomit als ein Na-Ca-Mg-SO₄-CI-Subthermalwasser mit Li, F, J, Fe und Br chemisch charakterisiert. Die unter sich chemisch sehr ähnlichen Muschelkalkwässer zeigen dagegen eine wesentlich geringere Gesamtmineralisation von 6124 bis 6951 mg/I. Es sind Na-Ca-Mg-SO₄-CI-Thermalwässer mit Li, Fe, F und Br und einer Wassertemperatur in den einzelnen Aquiferen von 26°C bis 27,3°C. Chemisch sind sie am ehesten mit den Thermalwässern von Baden zu vergleichen.

Die Analysen der in den Muschelkalkwässern gelösten Gase ergaben einen relativ hohen Prozentanteil von Helium, das vermutlich aus dem Kristallin des Grundgebirges stammen könnte.

Insgesamt wurden an 6 Grundwasserproben aus der Bohrung Isotopenbestimmungen durchgeführt. Diese Isotopenmessungen sollten zu ihrer Deutung in einen grösseren regionalen Rahmen gestellt werden, was erst nach Vorliegen der Ergebnisse der Isotopenbestimmungen an tiefen Grundwässern aus den Sondierbohrungen sowie des regionalen Untersuchungsprogramms der Nagra in der Nordschweiz möglich sein wird. Als vorläufige und noch mit Unsicherheiten behaftete Aussage kann für das Wasser aus dem Gansinger-Dolomit aufgrund der ¹⁴C-Bestimmung eine Verweilzeit von mindestens einigen 1000 Jahren vermutet werden. Die Verweilzeit der Muschelkalkwässer ist nach dem ³⁹Ar-Resultat sicher grösser als 1000 Jahre und nach den ¹⁴C-Messungen gemäss den heute verwendeten Modellen grösser als 20'000 Jahre. Eine wesentliche Frischwasserbeimischung kann für die Muschelkalkwässer aufgrund der ³H-, ⁸⁵Kr-Resultate nicht nachgewiesen werden.

Technischer Bericht NTB-84-33

Verfüllen und Versiegeln von Stollen, Schächten und Bohrlöchern

Résumé

Le présent rapport expose une synthèse de l'état des connaissances dans le domaine «Colmatage/Scellement de dépôts finaux». Il se base sur l'appréciation de la littérature aussi bien générale que spécialisée sur la problématique des dépôts finaux (Rapports de recherche, de conférences, articles spécialisés, traités) et présente l'état des connaissances en été 1984. De plus ce rapport donne un aperçu des travaux qui se poursuivent et qui servent à l'élargissement des bases scientifiques ainsi qu'à l'optimisation technique et économique.

En se basant sur les fonctions du colmatage et du scellement dans le concept de sécurité, les critères de jugement sont formulés; à partir de ces critères et en tenant compte des données disponibles pour le projet «Garantie 1985», les exigences relatives aux matériaux de colmatage et de scellement sont précisées. Les propriétés de divers matériaux entrant en ligne de compte sont commentées en annexe; pour les plus importants, une discussion détaillée est présentée. Les raisons du choix des matériaux prévus pour le projet «Garantie 1985» sont expliquées et justifiées.

Des variantes des concepts de colmatage et de scellement pour les dépôts finaux de type B et type C sont présentées, et les variantes retenues pour le projet "Garantie 1985" sont justifiées. Le chapitre 10 présente une vue générale du rapport.

Ce rapport est un rapport de référence pour les chapitres correspondants des rapports NGB (voir /NGB 85-03, 1985/, /NGB 85-06, 1985/.

Technical Report NTB 84-32

An assessment of the corrosion resistance of the high-level waste containers proposed by Nagra

Résumé

L'une des barrières prévues par la Nagra pour le dépôt final des déchets hautement radioactifs est un conteneur assurant l'isolement des déchets vis-à-vis des eaux souterraines pour une période d'au moins mille ans. La Nagra propose deux types de conteneurs dans le cadre des projets de faisabilité actuellement en cours: l'un d'eux est une coquille creuse en acier coulé GS-40 et est destinée aux déchets vitrifiés; l'autre, pour le dépôt direct de combustible irradié, a été adapté à partir des concepts suédois: les éléments de combustible sont coulés dans du plomb liquide à l'intérieur d'un conteneur en cuivre à parois épaisses.

L'évaluation de la résistance à la corrosion de ces conteneurs présentée dans le rapport est basée sur les conditions présumées dans un dépôt situé dans le sous-sol cristallin de la Suisse septentrionale. L'eau de formation est réductrice avec une salinité pouvant aller jusqu'au niveau de l'eau de mer et une concentration en sulfate élevée.

Dans ces conditions les seules contributions importantes pour la corrosion du cuivre sont dues d'une part à l'oxygène résiduel présent dans la bentonite utilisée comme matériau tampon, d'autre part au sulfate, à supposer que ce dernier puisse être réduit en sulfure par activité microbiologique. Il s'agit là d'une hypothèse sans aucun doute très prudente, puisqu'elle implique que des populations suffisantes de bactéries idoines peuvent se développer dans les conditions régnant dans le dépôt; l'on ne peut cependant pas éliminer un tel développement sur la base des connaissances présentes. En partant de cette hypothèse ainsi que d'autres hypothèses prudentes on conclut que la pénétration maximale n'excédera pas 40 mm en 1'000 ans.

Pour le fer les mêmes mécanismes doivent être considérés; la stœchiométrie est plus favorable et l'irrégularité de l'attaque est moindre que pour le cuivre; il en résulte une pénétration maximale de 9 mm en 1'000 ans, à laquelle il sied d'ajouter la contribution provenant de la réduction directe de l'eau; les indications offertes par l'étude de la littérature pour les conditions considérées sont peu nombreuses, mais permettent de conclure que la pénétration maximale due à ce mécanisme n'excédera pas 20 mm en 1'000 ans.

En ajoutant à ce résultat les contributions de l'oxygène et du sulfate, calculées sous des hypothèses prudentes, l'on obtient une pénétration de moins de 30 mm en 1'000 ans.

On est parvenu à ces conclusions en se basant sur des hypothèses prudentes. Pour le cuivre, les moyens de preuve sont bien établis et documentés. Pour le fer, ceux-ci sont moins complets, mais l'on peut s'attendre à ce qu'un programme de qualification soutenu confirme les conclusions du rapport.

Technischer Bericht NTB 84-31

Behälter aus Stahlguss für die Endlagerung verglaster hochradioaktiver Abfälle

Résumé

Le présent concept de la Nagra concernant l'élimination des déchets hautement radioactifs vitrifiés en provenance du retraitement prévoit un dépôt dans le socle cristallin de la Suisse septentrionale. L'une des barrières de sécurité consiste en un conteneur dont le rôle est de rester étanche durant 1'000 ans sous une pression isostatique de 300 bar (correspondant à la pression de gonflement maximale de la bentonite prévue comme matériau de remplissage).

Le rapport décrit un conteneur de dépôt final dimensionné en conséquence et construit en acier coulé GS 40; il s'agit d'une coquille cylindrique creuse à parois épaisses; le fond et le couvercle sont en forme d'hémisphères. Le diamètre extérieur est de 940 mm et la longueur hors tout de 2'000 mm. L'épaisseur des parois est de 250 mm dans la partie cylindrique et de 150 mm dans les parties hémisphériques. A l'intérieur du fond et du couvercle se trouvent des écrans de radiation épousant les contours des parois. La masse totale d'un conteneur, y compris les déchets vitrifiés, est de 8'900 kg. Le conteneur est conçu de telle manière que même sous l'effet d'une pression extérieure de 300 bar il n'y ait pratiquement aucune contrainte de tension ou de cisaillement aux surfaces extérieures exposées au milieu corrosif, ou à tout le moins que de telles contraintes soient très faibles. Ceci vaut en particulier pour la zone proche de la soudure joignant le corps et le couvercle du conteneur, où l'on a pris soin d'éviter les tensions supplémentaires, par la forme de la surface de contact et par l'emplacement de la soudure; cette dernière n'a pour fonction que d'assurer l'étanchéité. Les processus et techniques nécessaires à la fabrication et au contrôle de qualité sont maîtrisés par la technologie actuelle.

La résistance à la corrosion requise à long terme est obtenue par l'addition à l'épaisseur des parois d'une réserve de 50 mm; il s'agit là d'une réserve prudente, si l'on considère que les résultats du programme d'étude de la corrosion de la Nagra indiquent que la pénétration maximale de l'attaque n'excédera pas 30 mm en 1'000 ans dans l'environnement chimique du dépôt.

Le conteneur pour dépôt final à parois épaisses garantit aussi un écrantage suffisant du rayonnement radioactif des déchets vitrifiés, permettant ainsi au personnel d'exploitation du dépôt final une manutention directe. La dose horaire maximale à la surface de la partie cylindrique du conteneur s'élève à moins de 100 mrem/h (1 msv/h), à la surface du fond et du couvercle 30 mrem/h (0,30 msv/h) seulement; les neutrons y contribuent plus que la radiation gamma. Du fait de l'action d'écrantage considérable du conteneur, l'évolution de gaz du fait de la radiolyse est très faible. On peut calculer, en utilisant des hypothèses prudentes, que la quantité d'hydrogène produite par la radiolyse en 1'000 ans n'excédera pas 30 mg, ce qui est négligeable par comparaison avec la quantité produite par la corrosion du conteneur, soit approximativement 44 kg en 1'000 ans.

On a procédé à une analyse des contraintes et de la stabilité, sous l'hypothèse que le conteneur a une épaisseur de paroi réduite uniformément de 50 mm par la corrosion; cette analyse montre que sous une pression isostatique de 300 bar la contrainte de référence maximale n'excède pas 80 N/mrn², assurant ainsi un facteur de sécurité contre le dépassement de la contrainte maximale admissible plus élevé que celui requis par le code ASME (ASME VIII, Division 1). L'analyse de stabilité menée à bien en utilisant le même code démontre elle aussi une marge de sécurité élevée.

En plus on a considéré les conséquences de l'hypothèse extrêmement prudente que le conteneur n'est corrodé que sur un côté et conclu que même dans ce cas le conteneur ne serait pas endommagé. Finalement on a considéré le comportement mécanique à long terme, en particulier le fluage, du conteneur: il a été possible de conclure que sous les conditions de pression et de température régnant dans le dépôt il ne faut, pour un conteneur en acier coulé GS 40, s'attendre à un éventuel effet négatif dû au fluage que nettement après une période de 1'000 ans.

Technischer Bericht NTB 84-30

Das Kristalin des Südschwarzwaldes

Résumé

Das kristalline Grundgebirge im Südschwarzwald bildet die nördliche Fortsetzung des von der NAGRA untersuchten Untergrundes der zentralen Nordschweiz. Nördlich des Rheines sind die Gesteine des Sockels durch Hebung und Erosion freigelegt und damit der direkten geologischen Beobachtung zugänglich gemacht worden. In der "Studie Südschwarzwald" sollen geologisch-tektonische Zusammenhänge, resp. die Existenz von übertragbaren lithologischen und strukturellen Situationen zwischen Südschwarzwald und Nordschweiz geprüft werden. Damit wird die relativ geringe Beobachtungsdichte, die sich auf die punktuellen Daten der Tiefbohrungen stützen muss, beträchtlich erweitert.

Im ersten Teil dieses Berichtes wird versucht, die komplexe geologische Geschichte des Untersuchungsgebietes anhand der Literatur zu kompilieren. Dabei wird auch die grosse Variationsbreite des Gesteinsinhaltes beschrieben, unter besonderer Berücksichtigung der für den Südschwarzwald typischen anatektischen Ueberprägung der Gesteine. Die granitischen Gesteinskörper werden zusätzlich im Anhang detailliert beschrieben. Die Tektonik und die Strukturgeologie im Südschwarzwälder Grundgebirge werden in ihren grundsätzlichen Aspekten im zweiten Teil dargestellt. Der Sockel kann als Mosaik von grossen Schollen aufgefasst werden, die durch altangelegte, reaktivierte Störungszonen abgegrenzt sind.

Ein Hauptgewicht der Untersuchungen lag auf der detaillierten Analyse der Diskontinuitäten im Grundgebirge. Die Grundlagen der strukturellen Analyse und die entsprechende Nomenklatur werden kurz zusammengefasst. Erste Ergebnisse der Kluftanalyse werden im dritten Teil des Berichtes vorgestellt. Obwohl die Datendichte noch nicht ausreichend ist, können bevorzugte Orientierungen für die Raumlage der einzelnen Kluftsysteme unterschieden werden.

Technischer Bericht NTB 84-29

Literaturzusammenstellung zur Neotektonik

Résumé

Le présent rapport .fournit une vue d'ensemble des éléments structuraux et des effets des phases de déformation néotectoniques, en Suisse et dans son voisinage. Il est basé sur une série d'à peu près 300 références bibliographiques, qui sont évoquées ici sous forme d'extraits et de résumés. Cette compilation servant de base pour le "programme néotectonique" de la Nagra était complétée périodiquement.

Soulèvements et affaissements, des tremblements de terre, le champ de contrainte à l'intérieur de la croûte terrestre, ainsi que de nombreuses failles, kakirites etc., qui témoignent une déformation généralement cassante des roches, font partie des phénomènes décrits le plus souvent. On trouve ces traces de déformation néotectonique non seulement dans les Alpes, mais aussi sur le Plateau, dans le Jura et la Forêt Noire. Elles sont observées dans toute la série géologique, c'est-à-dire, dans le socle cristallin ainsi que dans le complexe mésozoïque jusqu'au quaternaire qui le recouvre.

Technischer Bericht NTB 84-28

Beurteilung der Satellitenbild-Lineamente im Raume Baden-Frick-Laufenburg-Zurzach

Résumé

Les photos prises par satellite présentent fréquemment un réseau dense de linéaments. La signification de ces linéaments est encore controversée, spécialement en ce qui concerne leur lien avec la tectonique.

En Suisse septentrionale, la comparaison détaillée des linéaments de photos landsat aux cartes topographiques, géologiques et photos aériennes, toutes au 1:25 000, a fait ressortir qu'en majorité les linéaments correspondent à un contraste foncé provoqué par des hétérogénéités de végétation, de morphologie et d'implantations urbaines. On n'a pas réussi à mettre en évidence l'origine tectonique des linéaments.

Le modelage du paysage et le réseau fluvial sont certainement influencés par la tectonique. Cependant, le choix d'un site propice au stockage en Suisse septentrionale doit se baser sur des recherches structurales très détaillées, dans les quelles l'analyse des linéaments ne doit être prise en compte qu'à titre informatif et complémentaire.

Technical Report NTB 84-27

Stripa Project Annual Report 1983

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'améliorer et d'étendre les connaissances dans les domaines suivants:

comportement dans un environnement réel des matériaux de bourrage pour dépôts de déchets radioactifs
mesures hydrogéologiques et géochimiques 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 matériaux de bourrage pour dépôts de déchets radioactifs

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

Technischer Bericht NTB 84-26

Szenarien der geologischen Langzeitsicherheit:
Risikoanalyse für ein Endlager für hochaktive Abfälle in der Nordschweiz

Résumé

Les risques de nature géologique qui seraient encourus lors de l'établissement d'un dépôt du type C, dans la partie nord de la Suisse, sont évalués ici.

Le présent rapport est basé sur les résultats déjà disponibles d'un vaste programme de recherches géologiques et néotectoniques dont la collation des données et leur interpretation ne sont pas encore terminées.

Divers scénarios sur l'évolution géologique ont été élaborés grâce à une reconstruction de l'histoire et des processus géologiques mesurables aujourd'hui. Le but recherché grâce à ces scénarios est la prévision des conséquences que pourrait avoir l'évolution géologique sur la présence d'un dépôt durant une période d'un million d'années. On a pu réduire ainsi les effets possibles de la tectonique à deux scénarios A et B:

Le scénario A est construit sur l'hypothèse que l'orogénése alpine est terminée. Si l'on accepte un tel scénario on peut considérer qu'un dépôt situé à 1200 m de profondeur dans la zone d'étude de la Cédra, au nord de la Suisse, ne serait pratiquement pas menacé par des interférences d'origine tectonique.
Le scénario B représente une situation aux conséquences plus lourdes. Dans celui-ci est faite l'hypothèse que le développement des Alpes, du Jura et de la Forêt Noire n'est pas encore terminé.

Le Résultat de l'analyse indique toutefois que l'évolution géologique probable durant un million d'années ne présente pas de risque évident pour ce dépôt.

Les conséquences de variations climatiques marquantes, l'altération du système d'écoulement des eaux de surface, l'érosion et le déboisement peuvent amener des changements considérables sur le régime des eaux en milieu sédimentaire; elles n'auront cependant qu'une influence très réduites sur la circulation des eaux dans le socle cristallin.

L'érosion due à la présence de cours d'eau et de glaciers a des effets plus marqués car elle entraine simultanément l'élévation du socle cristallin et l'abaissement du niveau d'érosion dans la vallée du Rhin supérieur. L'effet cumulatif de l'érosion profonde est estimé à environ 200 m durant la période considérée.

Les mouvements tectoniques dans la zone du dépôt proviennent de l'élévation prolongée de la Forêt Noire qui est estimée à 400 m par million d'années. Dans l'hypothèse que 50 % de l'effet dû à cette élévation est pris par les principales zones connues de failles, il en résulte une inclinaison de 7 m par kilomètre de distance horizontale et par million d'années. Le reste se distribue entre les zones de failles de moindre importance qui traversent aussi la région du dépôt et dont le déplacement est évalué, dans chacun des cas, à environ 50 cm par million d'années.

Des interférences massives telles que l'impact d'un météore, les dégats dûs à un tremblement de terre, l'intrusion de magma, et l'effet du volcanisme sont également discutés; la probabilité de leur incidence est cependant très faible.

Technischer Bericht NTB 84-25

Erläuterung zur «Geologischen Karte der zentralen Nordschweiz 1:1 00 000»

Résumé

La CEDRA présente, avec ce rapport, une nouvelle carte géologique au 1: 100' 000 de la partie centrale de la Suisse septentrionale et des régions voisines du Baden-Württemberg. Cette carte a été élaborée en collaboration avec la Commission Géologique Suisse, et représente la synthèse de près de 350 cartes particulières, en partie épuisées depuis longtemps, ou jamais publiées.

Dans le texte annexe, on a cherché à donner une vue d'ensemble facilement compréhensible des unités lithologiques de la région couverte par la carte, ainsi que de son histoire géologique et tectonique. A cette occasion, les données géologiques les plus récentes ont été représentées, en particulier les résultats du programme "néotectonique" et de la campagne de forages profonds de la CEDRA. Le rapport est abondamment illustré en figures, planches de profil et cartes synoptiques.

Technical Report NTB 84-24

Permeability, porosity and retardation characteristics of granite samples from the Böttstein Borehole; A laboratory study

Résumé

Une méthode de chromatographie liquide est utilisée pour déterminer la perméabilité, la porosité et quelques facteurs de rétention d'une série de carottes de granite, extraites entre 489 et 670 rn de profondeur, dans le forage de Böttstein qui fait partie du programme de forages profonds de la Nagra dans le nord de la Suisse. Les échantillons comprennent aussi bien des carottes avec d' «anciennes» failles fermées que du matériel rocheux "frais" et non-diaclasé. Ces échantillons n'ont pas révélé la moindre circulation d'eau à des pressions montant jusqu'à 90 bar, ce qui signifie en d'autres termes que les conductivités hydrauliques sont inférieures 4·10^-14 m sec^-1.

Quelques échantillons cylindriques sont ensuite artificiellement fissurés longitudinalement puis comprimés dans la presse jusqu'à ce qu'ils retrouvent environ leur surcharge rocheuse initiale. Après ce traitement le matériel frais et non-diaclasé indique alors des perméabilités de 10^-9 à 10^-10 m sec^-1, tandis que les échantillons dont les diaclases se sont réouvertes révèlent une perméabilité d'environ 10^-11 m sec^-1.

Difficiles à déterminer, les porosités sont en tout cas inférieures à 0.5 %.

Ces fissures artificielles montrent une forte tendance à se refermer rapidement au contact de l'eau de Säckingen relativement riche en HCO₃, qui a été utilisée pour ces expériences.

Les résultats indiquent que le transport de l'eau à travers le granite de Böttstein est essentiellement dû à la diffusion du fluide dans des micro-pores.

La rétention de TcO₄, Sr²⁺, et CO²⁺ a été définie dans une fissure artificielle d'un échantillon de granite frais. Les valeurs de 0.16, 0.24 et 0.04 qui en résultent doivent toutefois être interprétées avec une extrême prudence, vu qu'elles sont obtenues sous des gradients hydrauliques (2'800) et donc également des vitesses d'écoulement, beaucoup trop élevés.

Technischer Bericht NTB 84-23

Konzept der Anlage zum Umladen der HAA-Kokillen in Endlagerbehälter

Résumé

On présente le concept et les plans d'une installation destinée a placer des cylindres de déchets hautement radioactifs vitrifies à l'intérieur de conteneurs pour l'entre posage final. On décrit les étapes du processus, la disposition des locaux, les principaux équipements mécaniques et le déroulement des opérations en fonctionnement normal de l'installation.

Les déchets vitrifies proviennent du retraitement et ont un volume de 150 1, correspondant à 1.33 tonnes de métaux lourds de combustibles. L'activité des radionucléides considérée pour la détermination de l'irradiation est celle restant après une période de stockage intermédiaire de 40 ans. On part de l'hypothèse qu'à la livraison à la fin de ce stockage intermédiaire les récipients d'acier inoxydable contenant les déchets sont imperméables aux gaz et que leur surface est libre de toute contamination, ces hypothèses étant valables à la suite de transports effectues dans des conditions normales. Les conteneurs pour le stockage définitif, en acier coulé, ont la forme de cylindres à parois épaisses, le fond et le couvercle étant en forme d'hémisphères. Leur longueur totale est de 2 m et leur diamètre extérieur de 0.94 m.

Les installations sont con9ues de telle manière que toutes les opérations, de la livraison des déchets dans un conteneur de transport jusqu'à l'expédition de ceux-ci une fois places à l'intérieur des conteneurs de stockage, s'effectuent par commandes à distance derrière écrans dans une partie isolée du bâtiment. Au cas où un conteneur ne remplit pas les exigences du contrôle de qualité, il peut être améliore ou répare dans une partie spéciale des installations (salle "rework") sans que le déroulement normal des opérations en soit affecté.

Technischer Bericht NTB 84-22

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz
Gravimetrische Messungen 81/82

Résumé

Dans le cadre du programme de levé géophysique entrepris par la CEDRA dans le Nord de la Suisse, la Commission Géophysique Suisse a mesuré 4'954 stations gravimétrique au sol.

Les données gravimétriques on fait l'objet d'un traitement permettant leur présentation sous forme de cartes des anomalies de Bouguer ainsi que des anomalies résiduelles. Les densités adoptées pour les réductions on été 2,67 g/cm³ et 2,40 g/cm³.

Les cartes des anomalies résiduelles ont permis une interprétation quantitative de l'axe gravimétrique négatif Weiach-Villingen, en termes de profondeurs du socle cristallin.

Technischer Bericht NTB 84-21

Beschaffenheit der Tiefengrundwässer in der zentralen Nordschweiz und angrenzenden Gebieten

Résumé

La première partie du rapport NTB 84-21 nous présente le programme de recherche selon lequel la Nagra mène depuis 1981 l'étude régionale des eaux souterraines profondes dans le nord de la Suisse et les régions voisines. Ce travail a établi simultanément le réseau de référence dans lequel se sont insérées les données acquises dans le cadre du programme des forages profonds de la Nagra.

Après avoir mentionné les buts de recherches, le rapport présente un aperçu des lieux d'échantillonnage et des procédés d'analyse. Les recherches concernent les proprietés physiques de l'eau, les composants dissous et non-dissous, y compris les micro-organismes, ainsi que la composition isotopique de l'eau et de ses composants. Elles incluent de nombreux paramètres au sujet desquels il n'existait jusqu'alors, dans la région, pas ou peu de données. Les traitements électroniques de l'information décrits dans le rapport incluent des contrôles de plausibilité, des graphiques, des calculs de corrélations, des analyses multivariées et des modèles thermodynamiques.

La seconde partie du rapport nous fournit les premières interprétations des résultats obtenus jusqu'à présent, tout en tenant compte des analyses acquises dans les forages profonds. A côté du classement des eaux d'après leurs composants principaux, l'étude des isotopes stables de l'eau et des sulfates dissous est spécialement traitée dans le cadre de l'interprétation hydrogéologique.

Les données les plus importantes et leur interprétation sont traitées en détail par classification des groupes de formations qui constituent les aquifères. Les eaux d'origines diverses se distinguent par leurs composants principaux et accessoires, par les relations et corrélations entre ces composants, ainsi qu'au moyen des procédés d'analyse à variables multiples, notamment celle dite "Cluster". Ces méthodes permettent entre autre de reconnaître des relations entre des aquifères de formations diverses. Des indications concernant les temps de rétention des eaux dans le sous-sol se fondent sur les déterminations de tritium, d'argon-39 et de carbone-14 (compte tenu du carbone-13).

Un chapitre final met en évidence les relations entre les grandes structures géologiques et les conclusions qui concernent la synthèse hydrogéologique et, tout spécialement, la modélisation hydrodynamique des eaux souterraines profondes du nord de la Suisse.

Technischer Bericht NTB 84-20

Geowissenschaftliehe Grundlagen des Sondier-Standortes Oberbauen Stock

Résumé

Les conditions géologiques et hydrogéologiques dans la région du site de sondage Oberbauen Stock ont été choisies, dans le cadre du projet Garantie 1985, comme base des données-modèles pour le dépôt de déchets radioactifs de faible et moyenne activité (type B). Le présent rapport expose toutes les données disponibles et essentielles concernant le milieu géologique dans la région du site de sondage; il sert ainsi de référence au projet Garantie.

La provenance de ces données est discutée en premier lieu: études et expertises géologiques, sondages, campagnes de géophysique effectuées avant le percement du tunnel du Seelisberg, ainsi que les informations de tous les ouvrages souterrains qui s'y referont.

La stratigraphie et la tectonique des nappes helvétiques dans la région du site sont décrites dans le chapitre sur la géologie, suivies par une représentation de la roche d'accueil, ainsi que celles qui lui sont voisines et de la tectonique locale. Finalement les conditions-limites du site-modèle y sont résumées.

Le chapitre couvrant l'hydrogéologie comprend les observations et mesures faites en surface et dans les ouvrages souterrains, ainsi que les connaissances actuelles de la chimie de l'eau. Une description de l'hydrogéologie régionale termine cet exposé.

Le chapitre se rapportant à la géotechnique débute par une présentation et une discussion de toutes les caractéristiques géotechniques et des classes d'excavation recensées. Vient en suite une description des expériences acquises pendant la construction du tunnel du Seelisberg. Une description des observations et mesures des venues de gaz dans la roche termine ce chapitre.

Les futurs changements géologiques et climatiques possibles sont examinés au chapitre traitant du comportement à long terme du site et leurs effets y sont discutés. Il en ressort qu'une atteinte du dépôt est improbable pour une durée de 10⁵ ans.

Technischer Bericht NTB 84-19

Behältermaterialien für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle:
Korrosionschemische Aspekte

Résumé

Il est prévu de stocker dans des roches cristallines les déchets hautement radioactifs vitrifiés provenant des centrales nucléaires. Ces déchets sont placés dans des conteneurs métalliques destinés à les isoler pour au moins 1'000 ans des eaux souterraines. Entrent en ligne de compte, pour ce but, des métaux thermodynamiquement stables dans les conditions d'entreposage (p.ex. le cuivre), des métaux qui, du fait de leur passivité, ont une vitesse de corrosion extrêmement faible (p.ex. le titane et certains alliages de nickel) ou encore des métaux tels que la fonte et l'acier coulé non allié qui, quoique présentant une corrosion non négligeable, peuvent être utilisés en épaisseur suffisante pour tenir compte de cette corrosion.

La première partie du rapport donne les bases de la chimie de la corrosion afin de permettre même à un non-spécialiste de suivre les raisonnements et les arguments conduisant au choix du matériau at à la détermination de l’épaisseur de paroi nécessaire. A la suite de cette introduction, on présente les principes de l’extrapolation à long terme du comportement des matériaux par rapport à la corrosion.

La seconde partie du rapport présente et commente les résultats de l'analyse de la litérature qui a été menée à bien, concernant la corrosion dans les conditions de stockage définitif envisagées en Suisse. Dans la mesure du possible on a considéré aussi des données archéologiques. On discute non seulement la corrosion en général, mais aussi la tendance aux effets de corrosion locale et sous tension mécanique, ainsi que les effets que l'hydrogène peut avoir sur le comportement des matériaux considérées.

En ce qui concerne le comportement à la corrosion, on recommande l'utilisation, soit du cuivre, soit de la fonte ou de l'acier coulé, comme matériau pour le conteneur. On conclut le rapport par des suggestions pour de futures recherches dans ce domaine.

Technischer Bericht NTB 84-18

Quelldruck von hochverdichteten Bentoniten

Résumé

In diesem Bericht sind Quelldruckmessungen zusammengestellt, welche an hochverdichteten Proben aus im Handel erhältlichen Bentoniten (Na-Bentonit MX-80 von Wyoming und Ca-Bentonit aus Bayern) wie auch aus Metabentonit von Kinnekulle (Schweden) und aus Illit vom Massif Central (Frankreich) durchgeführt wurden. Der Quelldruck ist stark abhängig von der reduzierten Trockendichte der Probe (ermittelt im aufgequollenen Zustand) und ergibt für die Bentonite Werte von etwa 5 MPa bei einer reduzierten Trockendichte von 1.6 Mgm^-3 bis 40 MPa bei einer reduzierten Trockendichte von 2.0 Mgm^-3. Im Bereich dieser Trockendichten weist der Ca-Bentonit etwas höhere Quelldrücke als der Na-Bentonit auf; die Temperaturabhängigkeit und der Einfluss der Wasserzusammensetzung bis zu einem Mineralgehalt von 3.5 g/l sind klein. Bei einer Erhöhung des Wasserdruckes ist die Zunahme des gemessenen totalen Quelldruckes oberhalb reduzierter Trockendichten von 1.7 Mgm^-3 etwas geringer als der zusätzlich aufgebrachte Wasserdruck. Der untersuchte Metabentonit und Illit weisen ein beachtliches Quellpotential auf, welches durch eine Ultraschallbehandlung der Probenmaterialien noch erhöht wird. Die wenigen Messungen der Durchlässigkeitswerte erqaben für den untersuchten Na-Bentonit Werte von ca. 5 x 10^-14 ms^-1 und für den Illit Werte von ca. 10^-12 ms^-1.

Technischer Bericht NTB 84-17

Bestimmung von rezenten Bewegungen der Erdkruste mit geodätischen Methoden

Résumé

Dans le cadre du programme d'étude néotectonique de la Nagra, l'Office fédéral de topographie a effectué une analyse approfondie des mesures du nivellement fédéral dans la partie nord de la Suisse. Les 280 repères déterminés lors du 1^er nivellement fédéral de 1906 à 1930 et du second de 1949 à 1982 ont été visités, puis soumis à une analyse géologique. On a pu définir le mouvement vertical moyen des 190 repères les plus surs pour les 40 à 70 années passées. Par rapport à un groupe de points fixes scellés dans le gneiss à Laufenburg, il se manifeste des affaissements entre Schwaderloch et Rekingen de l'ordre de grandeur de 0.2 à 0.3 mm/année, et entre Wildegg et Baden des exhaussements de 0.1 à 0.3 mm/année. Ces mouvements relatifs à ce groupe de Laufenburg sont vraisemblablement réels. La probabilité d'un déplacement altimétrique entre les deux zones mentionnées est encore plus grande. Au-dehors de ces zones indiquées, seuls quelques mouvements isoles ont pu être démontrés.

Technischer Bericht NTB 84-16

Fluviatile Erosions- und Akkumulationsformen als Indizien jurigpleistozäner und holozäner Bewegungen in der Nordschweiz und angrenzenden Gebieten

Résumé

Ce rapport présente les résultats obtenus à ce jour au cours d'une étude faite sur les indices géologiques des mouvements tectoniques, qui auraient en lieu en Suisse septentrionale et les régions voisines durant le Quaternaire.

La première partie contient une analyse de la morphologie du substratum rocheux sous les dépôts quaternaires et une étude comparative des terrasses d'accumulation et d'érosion dans la vallée de l'Aar entre Aarau et Koblenz, afin de trouver des indices des mouvements pléistocènes et holocènes. Ces indices laissent soupçonner un mouvement basculant avec soulèvement relatif au sud (région de Brugg et Jura plissé éventuellement) et abaissement au nord. De plus il y a des raisons de suspecter un soulèvement jeune du versant sud de la faille de Mandach et un soulèvement le long d'une anticlinale près de Klingnau.

La deuxième partie est une discussion des indices géologiques et géomorphologiques des mouvements de l'écorce au Pléistocène supérieur et à l'Holocène dans la vallée du Rhin supérieur entre Tössegg et Bâle. Dans cette région des lignes néotectoniques résultantes sont séparées d'une distance de 3 à 8 km. Entre celles-ci les blocs sont stables au moins depuis la période interglaciaire Riss-Würm. Les vitesses moyennes des mouvements différentiels sont estimées à 0.1 – 0.2 mm par année. Cependant sur plusieurs lignes néotectoniques les mouvements reconnaissables se sont terminés déjà pendant le Pléistocène Supérieur.

Dans la troisième partie les lignes et les pentes des rivières de la Forêt Noire dans le bassin du Rhin supérieur sont examines sur des indices néotectoniques. Il s'ensuit que beaucoup d'indices montrent différents mouvements de l'écorce pendant tout le Quaternaire. Entre autres, un soulèvement et un basculement du Hotzenwald directement attenant au nord de la vallée du Rhin supérieur ont en lieu.

Technischer Bericht NTB 84-15

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz:
Reflexionsseismik 82

Résumé

Dans le cadre des recherches de la Cédra dans le domaine des sciences de la terre, un premier programme de sismique réflexion a été exécuté dans le nord de la Suisse en 1982. Il a compris 11 profils d'une longueur totale de 182 km. Le but en était l'étude régionale de la structure du substratum pré-mésozoïque et de la couverture sédimentaire mésozoïque sus-jacente; une attention particulière a été accordée à la structure locale à l'endroit des sites de forages prévus. Les résultats ont été disponibles avant même le début du programme de forage. Au sujet de la signification des résultats il s'agit de distinguer d'une part la couverture sédimentaire post-paléozoïque et d'autre part le socle prémésozoïque. En raison des propriétés favorables de la série sédimentaire mésozoïque en ce qui concerne la réflexion des ondes sismiques, une image très fine et bien différenciée de la structure des couches a été obtenue de manière presque continue dans ce domaine de profondeur. Par contre, l'interprétation du domaine prémésozoïque s'est révélée beaucoup plus difficile. Le prémésoquïque est dans l'ensemble peu contrasté. En général il n'est possible d'observer aucune réflexion directe de la surface du cristallin. Sur la base de données geophysiques antérieures (sismique réfraction, gravimétrie), il était déjà à présumer que de puissants bassins sédimentaires du Paléozoïque supérieur existent sous le Mésozoïque. Ceci a été confirmé localement par la sismique réflexion (région de Weiach); l'extension totale du fossé permocarbonifère du nord de la Suisse n'a cependant pu être cartographiée dans ses grands traits qu'après l'exécution du forage de RINIKEN sur la base d'indices sporadiques dans le domaine de la sismique réflexion.

L'interprétation et la représentation cartographique de 5 horizons réflecteurs permettent les conclusions suivantes: le relief de la surface supérieure du socle cristallin est beaucoup plus compliqué qu'il n'a été admis jusqu'ici. Ce relief est dominé par un fossé d'une largeur de 10 – 12 km et d'une profondeur allant jusqu'à 3 km, qui s'étend à travers la zone étudiée dans une direction ENE-WSW. La bordure nord du fossé permocarbonifère suit à peu près le chevauchement de Mandach; cette bordure a probablement subi un déplacement de type dextre le long des accidents de Vorwald et d'Eggberg, lesquels pénètrent dans le fossé selon une direction WNW-ESE. Au sud, le fossé se termine sous la limite Jura plissé/Jura tabulaire; il est possible qu'un bassin bordier moins profond s'étende jusque sous la chaîne jurassienne la plus méridionale. Sous tous les chevauchements importants dans le Jura plissé et tabulaire oriental, des accidents ont été observés dans le substratum, lesquels plongent en direction de l'axe du bassin, et sont interprétés comme des failles normales. Les failles normales du substratum sous les deux chaînes principales du Jura plissé oriental montrent un déplacement atteignant jusqu'à 300 m; elles se poursuivent jusqu'au plan de décollement des plis jurassiens, dans le Muschelkalk moyen. Il est admis qu'une relation génétique existe entre les limites du bassin permocarbonifère, les failles normales du substratum le long de la bordure sud de ce bassin et les chevauchements susjacents qui ont conduit à la formation des chaînes jurassiennes.

Technischer Bericht NTB 84-14

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz
Aeromagnetische und bodenmagnetische Messungen 81

Résumé

Dans le cadre du programme de levé géophysique entrepris par la CEDRA dans le Nord de la Suisse, la Commission Géophysique Suisse a mesuré 6'250 km de ligne de magnétisme aeroporté à deux altitudes, ainsi qu'une zone pilote comportant 1'480 points de magnétisme au sol.

Le levé aérien présenté sous forme de cartes ne montre aucune anomalie permettant la détermination de la profondeur du socle et de l'auge permocarbonifère. Des mesures de susceptibilité sur échantillons ainsi que le calcul de modèles synthétiques démontrent que les contrastes de susceptibilités très faibles entre roches cristallines et sédimentaires expliquent ce phénomène.

Le levé magnétique au sol n'a fait l'objet d'aucune interprétation; les anomalies visibles étant toutes d'origines humaines.

Rapport Technique NTB 84-13

Programme d'études géophsiques du nord de la Suisse:
Sondages magnétotelluriques pilotes 81

Résumé

Une étude pilote a été entreprise afin de déterminer le genre d'information que la méthode magnétotellurique est en mesure de fournir, information qui pourrait être utile à la recherche et à l'évaluation des propriétés de sites susceptibles de servir au stockage final de déchets radioactifs. En général, la méthode magnétotellurique permet de dégager une information complémentaire sur la structure rie conductibilité électrique du sous-sol, mais elle ne peut par elle-même résoudre entièrement cette structure. Dans certains cas, elle fournit un moyen rie localiser des failles ou fissures géologiques, par exemple lorsque les matériaux broyés de la faille, en s'imbibant d'eau, deviennent beaucoup plus conducteurs que la matrice compacte. Dans la région choisie pour cette étude nous n'avons malheureusement pas rencontré de telles conditions, la matrice elle-même s'étant avérée très bonne conductrice d'électricité.

Technischer Bericht NTB 84-12

Mikrobeben-Untersuchung Nordschweiz Teil 2:
Seismizität, Januar 1983 – September 1984

Résumé

Dans le cadre des études néotectoniques de la Nagra le Service Suisse de Seismologie (SSS) a été chargé de l'étude de l'activité seismique du nord de la Suisse et des régions avoisinantes. Afin de pouvoir capter les tremblements de terre de faible amplitude un réseau seismologique complémentaire à celui du SSS a été installé en 1983. A l'aide de ce nouveau résau la sensibilité et la précision de la localisation, dans la zone d'étude, a pu être améliorée. Le présent rapport contient les résultats sur la période d'observation allant de janvier 1983 à septembre 1984. Durant cette période les événements les plus importants ont été une secousse de magnitude 4, localisée près de Zurich et ressentie fortement dans une grande partie du nord de la Suisse, ainsi que trois autres de magnitude 3. En plus durant une période de 10 jours en septembre 1983 une série de 20 secousses, de magnitude 1.8 à 3.0, situés près de la surface, on eu lieu dans la région de Diessenhofen (TG). L'image d'ensemble de la seismicité du nord de la Suisse ne s'est fondamentalment pas modifiée par rapport aux périodes d'observation précédentes: l'activité se concentre au bord sud-est du fossé rhénan et à la partie nord du Jura suisse lui faisant suite ainsi que dans le canton de Zurich. En raison de la courte période d'observation il n'est pas possible de se prononcer définitivement sur l'absence d'activité sismique du reste de la région.

Technischer Bericht NTB 84-11

Mikrobeben-Untersuchung Nordschweiz Teil 1:
Technische Unterlagen, Stationsnetz

Résumé

L'étude des micro-tremblements de terre d'une zone de faible activité sismique permet de comprendre les processus néotectoniques de celle-ci. Il est nécessaire pour mener à bien une teIle étude, de disposer sur une période relativement courte du plus grand nombre de micro-tremblements de terre possible. La région de la Suisse septentrionale est une zone de faible activité sismique; les premiers résultats sur l'activité sismique et sur les mecanismes existant devront être accessibles d'ici la fin 1984. Pour cette raison, durant la seconde partie de l'année 1983 un réseau microsismique composé de 9 stations a été mis en place dans le nord de la Suisse. L'objectif de ce réseau est de réduire la magnitude du plus petit tremblement de terre encore mesurable au-dessous de 1.0 sur l'echelle de Richter.

Le présent rapport contient des données techniques ainsi que deux exemples réels pour illustrer les processus d'enregistrement et de traitement des données. Les résultats seront publiés ultérieurement.

Rapport Technique NTB 84-10

Monitoring des déchets radioactifs: Mise à jour 1984

Résumé

Le point sur le monitoring des déchets radioactifs a été fait dans le Rapport technique NTB 82-02. Le présent rapport en constitue une première mise à jour et les informations qu'il renferme proviennent de références inédites. Il est articulé selon le précédent rapport. Il servira aussi de base à une étude prévue sur la caractérisation et le contrôle des déchets radioactifs, compte tenu des possibilités de monitoring. De par sa nature, le monitoring n'a pour ainsi dire concerné jusqu'à maintenant que certains actinides (uranium et plutonium, principalement, à cause de l'importance mais aussi de la difficulté de leur détermination) et c'est ce qui se reflète à nouveau dans ce rapport. Le monitoring des radionucléides émetteurs gamma énergétiques voit un effort d'amélioration des résultats quantitatifs. Dans une prochaine étape (l'étude mentionnée), chaque radionucléide important pour le stockage définitif, qu'il soit émetteur alpha, bêta ou gamma, devrait être considéré en vue d'une détermination directe ou indirecte.

Technischer Bericht NTB 84-09

Anwendungsbereite Zementrezepturen zur Verfestigung schwach- und mittelaktiver Abfälle aus Kernkraftwerken

Résumé

Les travaux de l'IFR (Institut fédéral de recherches en matière de réacteurs), effectués à la demande de la Nagra, ont conduit jusqu'à ce jour à 7 sortes de ciments pour le conditionnement des déchets de faible et de moyenne activité produits par les centrales nucléaires suisses en service. Ces procédés permettent la solidification de la majeure partie des déchets d'exploitation des centrales.

Ces ciments répondent aux exigences des autorités responsables de la sécurité et contribuent à un entreposage définitif sûr de ces déchets dans des formations géologiques en Suisse.

En ce qui concerne de nouveaux types de déchets possibles, les déchets spéciaux et enfin les déchets des centrales dont l'activité n'a pas encore débuté, les travaux de développement se poursuivent. Les études à venir permettront aussi d'améliorer encore plus les recettes et les procédés de fabrication des ciments déjà utilisés.

Technischer Bericht NTB 84-08

Kristalline Stoffe zur Verfestigung hochradioaktiver Abfälle

Résumé

Les déchets hautement radioactifs issus du retraitement du combustible nucléaire doivent être solidifiés dans une matrice anorganique chimiquement résistante. Outre la vitrification de ces déchets, existe la possibilité d'inclure le mélange complexe d'oxydes dans une céramique cristalline.

Les aspects structurels et chimiques qui conduisent aux choix et aux développements de tels produits sont expliqués. Suit une description de la composition et des différentes phases des principaux produits développés.

Parmi toutes les céramiques de solidification pour les déchets des réacteurs nucléaires de puissance, le Synroc est le plus développé. Toutefois, les développements et les investigations jusqu'à présent n'ont été effectués qu'avec des déchets simulés (inactifs).

L'une des plus importantes caractéristiques de ce produit est son comportement relatif à l'eau. Le Synroc réagit avec l'eau pour des températures supérieures à 100°C plus lentement que les verres. Son taux minime de relâchement des actinides est remarquable. L'important radionucléide ¹³⁷Cs est par contre libéré sous un débit semblable à celui des verres, même aux plus basses températures. Les énoncés relatifs à sa stabilité chimique sont basés sur des expériences de courte durée qui ne prennent pas en compte les interactions complexes ayant lieu dans un dépôt. Il manque aussi en conséquence des modèles causals pour juger de son comportement à long terme dans les conditions du stockage.

Le rapport se termine par des recommandations au sujet des travaux à venir.

Technischer Bericht NTB 84-07

Mögliche mikrobiologische Vorgänge in unterirdischen Kavernen im Hinblick auf die Endlagerung radioaktiver Abfälle
(Literaturstudie)

Résumé

Un dépôt pour déchets radioactifs ne sera pas dépourvu de microorganismes. La question est donc de determiner si la croissance et l'activité physiologique de ces organismes pourraient représenter un risque pour la sécurité du dépôt. Tout développement de ces organismes dépend de la présence d'eau, qui peut arriver dans la caverne soit sous forme d'eau de condensation dans les containers mêmes, soit par penetration d'eau. Lorsque cette condition élémentaire est remplie, l'activité de certaines bacteries peut atteindre un niveau important. Les microorganismes sont capables de dégrader des matières organiques et/ou contribuer à la corrosion des métaux et du béton par l'intermédiaire d'acides excrétés. En outre, le développement de gaz est possible, aboutissant éventuellement à des mélanges inflammables. Par la complexation, des substances normalement atteindre insolubles, comme par exemple des métaux lourds, peuvent être transformées en formes solubles. Pour arriver à une détermination quantitative des conséquences de l'activité de microorganismes dans un dépôt, les données existantes ne sont pas cependant suffisantes.

Technischer Bericht NTB 84-06

Sondierbohrung Kaisten
Arbeitsprogramm

Résumé

Nagra, the National Cooperative for the Storage of Radioactive Waste, has started a comprehensive geological research programme in northern Switzerland. This will provide the scientific know ledge which is required for assessment of the feasibility of safe disposal of highly radioactive waste in the geological formations of the area.

The various investigations comprise a programme of 12 deep boreholes, a regional geophysical reconnaissance of the petrographical and structural conditions, a hydrogeological programme for the clarification of groundwater movements in the deep subsurface and neotectonic observations to detect and measure active crustal movements.

On 24.06.1980 Nagra submitted to the Swiss federal authorities a request for permission to drill 12 deep boreholes for scientific purposes. This drilling campaign aims at the geological evaluation of the crystalline basement and its sedimentary cover in an area of approx. 1'200 km². In addition, the wells should supply much needed hydrodynamical and geochemical data for the construction of a mathematical model simulating the hydrogeological conditions in the earth's crust between the northern slope of the central and eastern Swiss Alps and the Black Forest.

The federal permits for 11 of the 12 boreholes were granted on 17.02.1982 and drilling began at Böttstein in October 1982. At this location, an extensive testing programme is nearing its completion. The second well in the sequence, Weiach, was spudded in January 1983 and is about to enter the testing phase. The third well, Riniken, started in June 1983 and is still drilling. The forth well in the sequence, Schafisheim, was spudded in November 1983 and is drilling ahead.

The next well on the programme, Kaisten, will be located on coordinates 644 630/265 620 at an altitude of 421 m above sea level (ground floor elevation). This lies at the southern border of the Rhine valley, approx. 1 km to the West of the village of Kaisten. In this region the Rhine valley forms the northern boundary of the gently southward dipping Table Jura that is dissected by generally minor faults. to the North of the Rhine raise the hills of the crystalline Black Forest Massif, locally with remnants of its sedimentary cover.

According to the geological prognosis, the well will penetrate underneath an approx. 55 m thick layer of quaternary talus and landslide material a triassic sedimentary series of marls, dolomites and sandstones underlain by argillites, sandstones and arkoses of Permian age. The crystalline basement will be reach at approx. 300 m depth to be penetrated for approx. 1'000 m to an estimated total depth of 1'300 m

The present work programme consists of a technical part, the drilling programme, and a scientific part, the sampling, measuring and testing programme. lt also lists the various directions and provisions imposed by the federal and cantonal authorities for the conduct of the drilling operations.

The drilling programme contains detailed instructions for the drilling contractor concerning, on the one band, the technicalities of drilling through different rock types to the planned total depth and, on the other hand, the equipment and materials to be used, such as blow-out preventers, casing, core barrels, drill bits, chemicals and cements. These instructions are determined within the technical capacity of the stationary and fully electrified rig to be utilized by the requirements of the sampling, measuring and testing programme.

In Table 1 the scientific part of the work programme is summarized. For Kaisten, the fifth well of the drilling campaign, it is also quite extensive and varied as it has to cater for a wide range of conceivable geological conditions, particularly in the still little known crystalline basement.

It is planned to core the whole crystalline sequence as well as the sedimentary overburden. The cores will be oriented with the help of a Sonic Televiewer-log. In addition to the lithological and sedimentological analysis of the potential barrier rocks, this will provide a complete petrographic record of the potential crystalline host rock in the immediate neighbourhood of the well. The oriented cores will also permit the spatial evaluation of the various fracture systems that are probably providing the preferred paths for groundwater flow in the granites and gneisses.

An extensive geophysical borehole logging programme will serve to verify the results of the core analysis and complement the core data. Numerous borehole logs are to be registered with different types of tools. These allow one to determine various parameters essential for the full description of the rock sequences penetrated. A first category of logs enables the petrographical identification of the different rock types and indicates porous zones that are either water- or hydrocarbon-bearing. A second category provides data e.g. on the degree of pore and fracture fill, rock density and rock temperature, natural gamma radiation and rockmechanical properties. Other logs measure strike and dip of the sedimentary layers and the position of rock fractures. A fourth category provides information on the diameter and the deviation of the borehole, the quality of casing cementations and the position of casing joints. In addition, well shooting surveys will supply exact values of seismic velocities for the various rock units; data that are needed for the depth correction of the reflection profiles from Nagra's regional seismic network.

With numerous hydrological tests ranging from a production test of the Buntsandstein aquifer to labelled slug tests in low-permeability crystalline sections, the hydraulic conditions of deep groundwater flow will be investigated. The recovered water samples will undergo full physical and geochemical analysis. Furthermore, their isotope content is to be measured in order to estimate the age of the various formation waters and their time of residence in the subsurface.

To round off the scientific investigations, a series of rockmechanical and geotechnical laboratory tests will provide characteristic values to be applied eventually in the design and construction of shafts and caverns for an underground repository.

After completion of the various tests and before the final plugging of the well, there will be an observation phase of at least 12 months. During this time the pressure variations in the aquifers encountered will be monitored. If required, long term production tests will provide additional water samples from lowpermeability zones in the crystalline rocks.

The total drilling and testing activities, from the preparation of the drillsite to the begin of the observation phase, are estimated to take from 8.5 to 14 months.

Technischer Bericht NTB 84-05

Behälter aus Aluminiumoxid für die Endlagerung von hochaktiven Abfällen

Résumé

On présente un concept de conteneur pour les déchets hautement radioactifs vitrifiés basé sur l'utilisation d'alumine pressée isostatiquement à chaud. Le conteneur se compose de deux parties cylindriques fermées à une extrémité qui, après introduction de la coquille contenant les déchets vitrifiés dans l'une d'elles, sont jointes au moyen d'une soudure à diffusion en or. On montre que le taux de corrosion de l'alumine considérée, dans des conditions d'entreposage définitif proches de celles envisagées en Suisse, sera, avec une grande probabilité, inférieur à 0.15 mm en 1'000 ans.

Le conteneur est conçu comme un cylindre d'environ 2 rn de longueur et de 0.7 rn de diamètre extérieur, aux extrémités en forme d'hémisphère, assurant l'absence de contraintes de tension lorsque le conteneur est soumis à une pression extérieure uniforme. On prévoit de placer le joint dans la partie cylindrique du conteneur, à une distance de 150 mm de l'une des extrémités; de cette manière les tensions induites dans le joint par les effets de bord et les déformations locales peuvent être réduites à des valeurs suffisamment faibles.

On a mené à bien une analyse des contraintes qui a démontré qu'une épaisseur de paroi de 60 mm suffit à satisfaire les critères des contraintes et de stabilité avec un facteur de sûreté très élevé, ceci pour une pression extérieure de 300 bar, correspondant à une profondeur du dépôt de 1'200 m. Pour protéger le personnel contre l'irradiation durant les opérations de transport et de manutention à l'intérieur du dépôt, il est nécessaire de prévoir un conteneur métallique supplémentaire. Ce conteneur, qui sert aussi de protection contre les chocs pendant le transport et la manutention, est réutilisable et est, par conséquent, détaché du conteneur en alumine juste avant l'entreposage définitif de ce dernier.

Technischer Bericht NTB 84-04

Korrosion und Korrosionsschutz von Endlagerbehältern aus Eisenwerkstoffen unter besonderer Berücksichtigung des schweizerischen Endlagerkonzepts

Résumé

On considère le système: matériau du conteneur/bentonite/eau de formation et on passe en revue les connaissances actuelles sur ce système permettant l’évaluation de la sécurité du stockage final. Pour les métaux ferreux non-alliés les conditions physico-chimiques et chimiques ne présentent pas de risque concernant la corrosion uniforme, la corrosion sous tension et fragilisation par l’hydrogène. On peut aussi s’attendre à de faibles taux de corrosion dus à la réaction directe avec l’eau, aux réactions spécifiques dues à la présence d’un matériau tampon argileux et à d’éventuels effets de corrosion locale; il est néanmoins nécessaire de vérifier ces taux expérimentalement.

Le rapport présente de plus des suggestions concernant la technologie des matériaux et la construction des conteneurs; des exemples sont calculés. Par plaquage par soudure d’un alliage de nickel ou par application d’une couche céramique en surface on peut améliorer encore plus la résistance à la corrosion. Les techniques de soudure et l’assurance de qualité sont discutées en détail.

L’étude démontre que la fabrication d’un conteneur pour déchets hautement radioactifs assurant un stockage définitif sûr à l’intérieur d’un tampon de bentonite dans le socle cristallin est techniquement faisable.

Technischer Bericht NTB 84-03

NAGRADATA Benützerhandbuch Band 1

Résumé

La banque de données NAGRADATA a été créée dans le but de pouvoir saisir de manière précise les très nombreuses données provenant du programme de recherche "Nordschweiz", dès l'automne 1982, de les mettre en mémoire d'une façon sûre tout en les rendant accessible facilement à tous les utilisateurs intéressés.

NAGRADATA comprend les parties suivantes:

Le programme System 2000 de la firme INTEL, un système principalement orienté vers la gestion hiérarchique des données, comprenant le problème de leur protection, de leur sécurité ainsi que celui de leur facilité d'accès.
Un système de codage permettant la description de données scientifiques (voir NTB 84-02).
Un échantillon descriptif et une structure mémorielle permettant la description d'observations scientifiques ainsi que des éléments de recherche.
Une série complète de programmes facilitant le transfert correct ainsi que la mise en mémoire de données du terrain et de laboratoire. Le but principal recherché ici est d'alléger la tâche du chercheur responsable de l'acquisition des données ainsi que de divers tests de plausibilité de de validité leur étant associés.

Le présent manuel décrit la structure de la banque de données aussi bien dans l'ensemble de ses divers blocs que dans le détail de chaque unité d'information. Une introduction récapitulative précède chacun des chapitres.

Technischer Bericht NTB 84-02

NAGRADATA
Code-Schlüssel Geologie

Résumé

La présente liste d'encodage s'adresse à l'utilisateur de la banque de données NAGRADATA pour l'encodage aussi bien que pour le décodage des informations scientifiques et techniques. Une pondération plus grande a été donnée à l'encodage des données d'entrée puisque le décodage des résultats (output) se fait par l'ordinateur lui-même.

La clé du codage contient tous les codes disponibles dans l'ensemble du système NAGRADATA, séparés selon trois critères.

La classification suit d'une part un mode thématique et d'autre part un ordre alphabétique du code lui-même, en premier lieu, ainsi que des textes de décodage. Il contient également les indications les plus importantes relatives à l'utilisation des procédures 11 HELP11 disponibles dans le système NAGRADATA.

L'utilisation du code au lieu des textes en clair présente trois avantages:

Appel rapide des données
Réduction massive de l'encombrement des mémoires
Unification du langage

Aucun code ne peut prétendre répondre à tous les desiderata possibles.

La présente publication n'est qu'une version momentanée d'un travail en constante évolution.

Les feuilles d'information futures seront, en conséquence, issues séparément de manière qu'elles contiennent toujours des informations de dernière heure.

Technical Report NTB 84-01

Experiments on Container Materials for Swiss High-Level Waste Disposal Projects Part II

Résumé

Le présent concept pour l'entreposage définitif de déchets hautement radioactifs en Suisse consiste en un dépôt à une profondeur de 1000 à 1500 m dans le socle cristallin de la Suisse septentrionale. Ces déchets seront placés dans des conteneurs devant former une barrière d'une efficacité considérable pendant 1 '000 ans au minimum.

La présente étude est la deuxième d'un groupe de deux concernant l'évaluation de matériaux appropriés pour ces conteneurs. A la suite du premier rapport quatre matériaux avaient été sélectionnés pour une évaluation supplémentaire: l'acier coulé, la fonte sphéroidale, le cuivre et le Ti-Code 12. On avait conclu que des essais supplémentaires étaient nécessaires -avant tout pour ce qui concerne la corrosion -pour retenir définitivement ces matériaux comme candidats pour la construction de conteneurs.

Le programme expérimental comprend:

des essais de corrosion sur cuivre exposé aux rayons gamma
des essais de corrosion par immersion sur les matériaux candidats y inclus des échantillons soudés
des essais de corrosion sur les quatre matériaux dans de la bentonite saturée
des essais à vitesse de déformation contrôlée sur le Ti-Code 12 et le cuivre à 80ºC
le comportement du cuivre, du Ti-Code 12 et du Zircaloy-2 en contact avec du plomb liquide
la mesure du potentiel et du courant galvanique sur des comptes de différents matériaux.

Le milieu corrosif standard était de l'eau minérale provenant de la source de Bad Säckingen. La salinité totale de cette eau est de 3200 mg/l environ, dont environ 1600 mg/l de chlorures. La teneur en oxygène est maintenue au niveau de 0.1 μg/g. Pour certain essais, le milieu d'essai était modifié afin de rendre les conditions plus sévères.

En général, les résultats des essais de corrosion confirment l'évaluation faite dans le premier rapport. Tous les matériaux sont appropriés pour la construction de conteneurs pour les déchets hautement actifs: l'acier coulé, la fonte sphéroidale et le cuivre pour des conteneurs mono-couches et le Ti-Code 12 comme revêtement extérieur inoxydable dans le cas d'un conteneur multicouche. Le cuivre serait également approprié comme revêtement intérieur d'un conteneur en acier pour limiter la croissance de pénérations locales éventuelles dans l'acier.

Pendant les premières 500 heurs le taux de corrosion des métaux à base de fer diminue rapidement sous les conditions standard; la perte de métal est plus élevée à 80°C qu'à 140°C. Des taux de corrosions inférieurs à la pm/a ont été mesurés à 140°C sur une période de 6'000 heures pour l'acier coulé; 34 μm/a ont été observés à 80°C sur une période de 1440 heures. Pour l'intervalle de 500 à 1440 heures à 80°C un taux de corrosion inférieur à 10 μm/a peut été estimé. Aucune attaque localisée n'a été constatée. Ceci a permis de conclure qu'un supplément d'épaisseur pour la corrosion de 20 μm/a est adéquat pour l'acier coulé et la fonte sphéroidale.

Le fait que le cuivre est un matériau approprié pour conteneur a été confirmé. La corrosion des échantillons de cuivre est proportione11e à la vitesse avec laquelle l'oxygène est transporté vers la surface. Il faut mentionner l'absence d'attaque locale ainsi que d'autres phénomènes de corrosion. L'exposition aux radiations d'une intensité équivalente à celle derrière un écran protecteur en cuivre de 30 mm d'épaisseur n'a pas révélé un effet significatif sur le comportement en corrosion du cuivre.

La bentonite n'a pas influencé le comportement en corrosion des quatre matériaux exposés à 140ºC pendant une période de 400 heures.

Les essais à vitesse de déformation controlée confirment que le Ti-Code 12 et le cuivre résistent à la corrosion sous tension dans les conditions règnant dans le depot.

Le cuivre, le Zircaaloy-2 et le Ti-Code 12 ne sont pas affectés par la présence de plomb liquide. La résistance du Ti-Code 12, du Zircaloy-2 et du cuivre au plomb liquide permet l'usage de ce dernier pour colmater les espaces interstitiels.

Les analyses chimiques des eaux souterraines que la Cédra a menées à bien au cours de son programme géologique montrent que la composition standard de l'eau utilisée pour la présente étude est nettement moins saline que les eaux du socle cristallin suisse à une profondeur de 1000 à 1500 m (salinité totale typiquement 15000 mg/l), mais plus oxydante (les eaux souterraines analysées sont praquement exemptes d'oxygène). Le comportement en corrosion des quatre matériaux examinés est cependant probablement très similaire dans ces eaux souterraines à ce qui a été observé dans le cadre de la présente étude. Afin d'étayer cette hypothèse on a commencé des essais de corrosion par immersion et des essais dans la bentonite avec une nouvelle composition standard très proche de celles observées.

Technical Report NTB 83-27

Geochemical and isotope characterization of the stripa groundwaters progress report

Résumé

This progress report contains the recent results of the hydrogeochemical program, a part of the hydrogeological investigations at the Stripa test site. A considerable number of groundwater samples have been collected and analyzed for major dissolved cations, anions, trace elements, stable isotopes, radioisotopes and dissolved gases to depths approaching 900 m. This report presents (1) the background geology and hydrogeology (2) major and trace element characteristics of the deep groundwaters (3) major radioelement characteristics and inert gases (4) stable isotopes of water and dissolved sulfate and (5) preliminary interpretations of the groundwater chemistry trends. As the studies at Stripa are still in progress, all interpretations are considered tentative and preliminary. Any conclusions drawn may be modified as a consequence of continued sampling and analysis.

Technical Report NTB 83-26

Stripa project
Annual Report 1982

Résumé

An autonomous OECD/NEA project relating to the final disposal of highly radioactive waste from nuclear power generation is currently under way in an abandoned iron ore mine at Stripa, in central Sweden, see Figure 1.1. Research is being performed in a granite formation 350 meters below the ground surface. The Stripa Project was started in 1980, in co-operation with Canada, Finland, France, Japan, Sweden, Switzerland, and the United States. The first phase of the project, scheduled for completion in 1984, at a total cost of approximately 50 MSEK, consists essentially of three parts:

hydrogeological and geochemical investigations in boreholes down to a depth of 1'230 metres below the ground surface
ion migration tests to study radionuclide transport mechanisms in the rock fractures, and
large-scale tests of the behaviour of backfill material in deposition holes and tunnels

Preparations for an agreement between the participants covering a second phase of the Stripa Project were completed during 1982. The second phase, which has been joined also by the United Kingdom, started in 1983 and is scheduled for completion in 1986. The estimated total cost is 60 MSEK. The investigations included in the second phase are:

the development of crosshole geophysical and hydraulic methods for the detection of fracture zones
tracer experiments in fractured granite, and
the sealing of boreholes and shafts, using highly compacted bentonite

The conditions of participation in the Stripa Project are covered by two separate agreements for Phase I and Phase II, although both phases share the same management structure, see Figure 1.2. The project is jointly funded by the organizations listed below. Responsibility for supervision of the research programme and for its finance resides with the Joint Technical Committee (JTC). This is composed of representatives from each of the national organizations. It also provides information on the general progress of work to the OECD Steering Committee for Nuclear Energy, through the NEA Committee on Radioactive Waste Management and its Co-ordinating Group on Geological Disposal.

Each research activity is assigned to a principal investigator, a scientist with expertise in the research field in question. The conception of the experiments, and their realisation, are periodically reviewed by two technical sub groups (TSGs). These sub-groups are composed of scientists from the participating countries. The first deals with hydrogeology, chemical transport and geophysics, the second with engineered barriers and rock mechanics.

The KBS Division of the Swedish Nuclear Fuel Supply Company (SKBF) acts as the host organization and provides the management for the Project. It is responsible for mine operations, and for the procurement of equipment and material for experimental work. Meetings of the technical sub-groups, the Joint Technical Committee, the principal investigators and the KBS management group are held on a regular basis to review the progress of the Project.

A representative of the OECD Nuclear Energy Agency takes part in the meetings of the Joint Technical Committee in an advisory capacity. The Nuclear Energy Agency continues to foster the broadest possible participation in this and other Projects by its member countries and ensures co-ordination of the Project with its other activities in the field of radioactive waste management.

The following organizations are participating in the Stripa Project:

Canada
Atomic Energy of Canada Limited (AECL)

Finland
Industrial Power Company Limited (TVO) Ministry of Trade and Industry;
Imatra Power Company

France
Commissariat à L'Energie Atomique (CEA);
Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA)

Japan
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation (PNC)

Sweden
Swedish Nuclear Fuel Supply Company (SKBF)

Switzerland
National Co-operative for the Storage of Radioactive Waste (Nagra)

United Kingdom (Phase II Only)
Department of the Environment (UK DOE)

United States
Department of Energy (US DOE)

Technischer Bericht NTB 83-25

Sondierbohrung
Schafisheim
Arbeitsprogramm

Résumé

Die Nagra führt in der Nordschweiz ein umfassendes geologisches Untersuchungsprogramm durch mit dem Ziel, die erdwissenschaftlichen Erkenntnisse zu beschaffen, welche notwendig sind, um die Eignung des Untergrundes zur Endlagerung hochradioaktiver Abfälle beurteilen zu können. 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 1200 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, konnte die Bohrkampagne im Oktober 1982 mit der Sondierbohrung Böttstein beginnen.

Die zweite Sondierbohrung Weiach startete im Januar 1983, die dritte Sondierbohrung Riniken im Juni 1983. Im heutigen Zeitpunkt sind die Bohrarbeiten in Böttstein abgeschlossen. Die Testphase wird demnächst in Angriff genommen. Die Sondierbohrungen Weiach und Riniken befinden sich z.Zt. noch in der Bohrphase.

Die Sondierbohrung Schafisheim mit Koordinaten 653 620/246 760 und einer Heereshöhe von 421 m (O.K. Terrain) liegt rund 13 km ostnordöstlich des abtauchenden Juragewölbes des Born-Engelberges, im Bereich der leicht gewellten, generell gegen SE einfallenden, mittelländischen Molasse. In die Molasse sind durch den Reussgletscher mehrere Tröge ausgehobelt worden, welche später durch mächtige Schotter und feinkörnige Seeablagerungen wieder aufgefüllt wurden.

Nach geologischer Prognose wird die Bohrung unter den ca. 180 m mächtigen Quartärablagerungen eine rund 1300 m mächtige Sedimentdecke durchfahren. Lithologisch besteht diese Abfolge aus Sand und Tonsteinen des Tertiärs (Untere Süsswassermolasse), Kalken, Mergeln und Tonen des Juras sowie Evaporiten, Tonen, Karbonaten und Sandsteinen der Trias. Es ist möglich, dass unter der Trias noch eine geringmächtige Permabfolge vorhanden ist. Das kristalline Grundgebirge soll vertikal über eine Strecke von rund 500 m durchbohrt werden.

Die Endteufe wird sich nach den angetroffenen geologischen und hydrogeologischen Verhältnissen richten, da aus der zu durchbohrenden Kristallin-Strecke genügend Daten für das regionale hydrogeologische Modell erbracht werden müssen.

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 Ueberblick des erdwissenschaftlichen Teils des Arbeitsprogramms. Es ist auch für Schafisheim, als vierte Bohrung der Tiefbohrkampagne, sehr umfangreich und vielfältig, damit es allen geologisch denkbaren Untergrundverhältnissen, besonders im noch wenig bekannten Kristallinbereich, zu genügen vermag.

Da die ganze Strecke des Kristallins und grössere Abschnitte im Sedimentbereich orientiert gekernt werden sollen, wird dies, neben der lithologisch-sedimentologischen Analyse der möglichen, als Barrieren- oder Wirtgesteine in Frage kommenden Sedimentintervalle, Wirtgesteine, 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 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, welche erlauben, die Tiefengenauigkeit der ausgewerteten reflexionsseismischen Profile des regionalen Messnetzes der Nagra wesentlich zu verbessern.

Durch zahlreiche Tests mit verschiedenartigen Methoden, reichend von 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 Ueberwachung von Druckschwankungen der Tiefengrundwässer und nötigenfalls zu weiteren Wasserproben-entnahmen aus der Kristallinstrecke durch Langzeit-Fördertests.

Der Zeitbedarf der Feldarbeiten, von der Bohrphase bis zum Beginn der Beobachtungsphase wird für die Sondierbohrung Schafisheim auf 11 1/2 -14 Monate veranschlagt.

TABELLE siehe Bericht

Technical Report NTB 83-24

Actinide solubility in deep groundwaters
Estimates for upper limits based on chemical equilibrium calculations

Résumé

Les espèces chimiques et les limites de solubilité maximales de quelques actinides (Th, U, Np, Pu, Am) sont estimées, à l'aide d'un modèle d'équilibres chimiques, dans des eaux souterraines naturelles. Des diagrammes Eh/pH sur lesquels figurent les isoplètes de solubilité, les espèces chimiques dominantes dissoutes et les phases solides limitantes sont construits pour des ensembles de paramètres bien définis (température, données thermodynamiques, force ionique, concentration en ligands tels que carbonate, fluorure, phosphate, sulphate, chlorure). On a défini une eau de référence "conservatrice", riche en ligands inorganiques, de force ionique élevée, mais dépourvue de cations concurrents. Les seules phases solides considérées sont les oxydes et les hydroxydes d'actinides.

Des limites de solubilité "sûres" sont recommandées. Elles sont déduites des conditions Eh/pH vraissemblables pour les eaux souterraines. Pour autant que les rares constatations expérimentales le permettent, les résultats du modèle sont vérifiés en ce qui concerne leur conservatisme.

Technical Report NTB 83-23

Numerical solution of the radionuclide transport equation non-linear sorption effects

Résumé

Une solution numérique de l'équation unidimensionnelle du transport dans la géosphère est développée, pour des chaînes de radionucléides, à l'aide de la méthode pseudo spectrale. Cette méthode efficace et fiable, présente l'avantage de pouvoir tenir compte des points suivants: dépendance espace et temps des paramètres de migration: conditions aux limites et interactions nucléide roche quelconques. A titre d'application concrète, nous examinions l'effet des isothermes de sorption non-linéaires sur la migration dans les roches cristallines. Nous montrons, à l'aide des isothermes de Freundlich, qu'une sorption non-linéaire peut diminuer la concentration, à la sortie de la géosphère, de plusieurs ordres de grandeur, à supposé que les temps de transport soient comparables ou plus grands que les périodes de décroissance des nucléides considérés. Il est très important de fixer la dispersivité dans le cadre du milieu continu.

Technischer Bericht NTB 83-22

Biosphärentransport von Radionukliden
Erste Modellierung anhand eines ausgewählten Beispiels

Résumé

Mit Hilfe eines Kompartimentenmodells wird die Ausbreitung von Radionukliden in der Biosphäre und deren Aufnahme durch den Menschen über verschiedene Nahrungsketten untersucht. Als Beispiel dient das Gebiet des unteren Limmat‑ und Aaretals. Es werden allgemeine Betrachtungen zur Kompartimentendarstellung der Biosphäre gemacht. Eingehend wird das Problem der Darstellung von Böden und Oberflächengewässern im Rahmen des Computerprogramms BIOPATH behandelt.

Diese Arbeit ist als Beispiel einer möglichen Modellierung der Biosphäre anzusehen. Damit wird einerseits gezeigt, dass Biosphärentransportrechnungen in einem sinnvollen Rahmen durchführbar sind, und andererseits liefert sie gewisse Anhaltspunkte über die relative Bedeutung der verschiedenen Kompartimente, Expositionspfade und Radionuklide. Auf keinen Fall dürfen aber die dabei berechneten Dosen als Bezugswerte für eine Sicherheitsanalyse angesehen werden.

Technischer Bericht NTB 83-21

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz
Regionale Refraktionsseismische Messungen

Résumé

Dans le cadre du relevé géophysique de la Suisse, on a cherché à déterminer, au moyen de la sismique de réfraction, la profondeur du socle cristallin sous les prolongements nords orientaux du Jura Suisse. Ceci comprend la recherche des vitesses des ondes sismiques dans les roches cristallines composant le socle en profondeur tout aussi bien qu'en surface au sud de la Forêt Noire. La Commission géophysique Suisse (SGPK) et la Coopérative nationale pour l'élimination des déchets radioactifs (CEDRA) furent les responsables de ces recherches. L'organisation, l'exécution et l’interprétation des mesures ont été accomplies par l'Institut de géophysique de l'école polytechnique fédérale de Zurich.

Dans les gneiss du sud de la Forêt Noire proche de la surface, la vitesse des ondes de compression varie entre 2.2 km/s et 4.5 km/s. La vitesse s'accroît jusqu'à environ 5.0 km/s à une profondeur de 300 m. Elle atteint des valeurs proches de 5.5 km/s à 1 km et 5.8 km/s à 2 km de profondeur. A la profondeur de 3 km, profondeur maximale atteinte par ces mesures, la vitesse est toujours inférieure à 6 km/s. On n'a pas pu déceler de changements latéraux, des différences significatives de vitesses le long ou entre les profils situés sur la partie cristalline de la Forêt Noire. Cette constatation est également valable pour les zones gneissiques et granitiques.

La structure, vitesse-profondeur sous les prolongements nords orientaux du Jura Suisse et le bassin molassique y attenant est établie sur la base des profils rayonnants des points de tirs près de Villigen, du lac de Hallwyl et Kaisten. Dans les séries mésozoïques une vitesse moyenne de 3.7 km/s à 3.8 km/s a été calculée. On trouve en dessous, dans le socle cristallin, une zone de transition probablement fortement fissurée, dans laquelle la vitesse augmente graduellement jusqu'à 5.2 km/s à quelque 300 m en dessous de la base des sédiments mésozoïques. Sous cet horizon sédimentaire on peut s'attendre à une vitesse moyenne de 6.0 km/s à environ 2300 à 2500 m de profondeur.

Sur la carte représentant les contours de la surface du socle cristallin couvrant la région nord orientale du Jura et celle du bassin molassique, le socle s'enfonce dans la direction sud, sud-est sous les sédiments mésozoïques et tertiaires. L'inclinaison est plus prononcée sous le Jura tabulaire et à l lest de l'Aar, que plus au sud, où le relief du socle tend sensiblement vers l'horizontal. A l'inclinaison générale vers le sud se superposent des accidents marqués, orientés est-ouest. Il semble exister à l'ouest de la vallée de l'Aar près de Moental et de Frick deux dépressions de moindre importance.

A l'est de la vallée de l'Aar, le socle cristallin s'enfonce jusqu'à une profondeur maximale de 2100 m en dessous de l'altitude moyenne des océans. Cet inattendu profond bassin est probablement rempli de sédiments permo-carbonifères. Les prolongements orientaux du Jura plissé sont également accompagnés d'une dépression du socle, cependant bien moins marquée. En poursuivant vers le sud, entre Wildegg et Mellingen, à l'inclinaison générale sud, sud-est du socle se superpose un haut de 200 m environ.

Les inattendues faibles vitesses dans le socle supérieur indiquent un degré élevé d'altération. Il est possible que les roches les plus proches de la surface du socle étant à un tel point altérées que la surface même du socle puisse seulement être déterminée de manière relativement imprécise.

Technical Report NTB 83-20

Preliminary calculations of the temperature distributions around a type C (highly active) nuclear waste repository

Résumé

Ce rapport présente une étude préliminaire de la répartition spatiale et temporelle des perturbations thermiques d'un dépôt pour déchets hautement radioactifs situé dans le socle cristallin, basée sur le concept de la Cédra pur un tel dépôt.

A ces fins on a choisi un ensemble provisoire de paramètres pour définir les propriétés des matériaux et l'arrangement géométrique du dépôt.

La température naturelle assumée avent emplacement des déchets est de 55 °C. Par une sélection judicieuse des paramètres appropriés (p.ex. de la géométrie d'emplacement), on peut limiter les augmentations de température à l'intérieur du dépôt ainsi qu'à ses environs immédiats à des valeurs acceptables. Ces augmentations sont au maximum de 100 à 120 °C dans les déchets mêmes, de 40 à 60 °C dans le matériel de remplissage, et de moins de 30 °C dans la roche d'accueil.

Ces chiffres montrent que les questions de température ne devraient pas poser de difficultés insurmontables. Par contre, ils montrent aussi que les effets thermiques à l'intérieur et à l'extérieur du dépôt ne peuvent pas être négligés et qu'ils doivent être pris en considération dans les plans de construction et dans l'analyse de sûreté du dépôt. Le processus itératif de la construction du dépôt demande une répétition de ces calculs pendant l'élaboration du concept, dans le but de minimaliser les charges thermiques sur les matériaux et sur l'environnement.

Technischer Bericht NTB 83-19

Verfestigung aktiver Powdex-lonenaustauschharze aus Siedewasser-Reaktoren

Résumé

Ce travail a été fait à la demande de la Cédra. Un procédé optimal a été développé à l'IFR pour la solidification des déchets de résines échangeuses d'ions de type Powdex, provenant de la centrale atomique de Mühleberg. Le procédé développé, qui doit être optimal quant à la quantité de résine contenue dans le volume solidifié, doit également répondre aux critères de l'entreposage définitif dans les formations géologiques suisses. Il s'agit principalement de la résistance à la compression, à l'eau, aux solutions riches en sulfates et autres sels minéraux, ainsi que du comportement optimal face à la lixiviation des radioéléments.

Le procédé B. 54/55 a donné entièrement satisfaction lors des essais. 3 grandes séries d'essais ont été faites sur des échantillons inactifs suivies de 2 séries sur des résines actives provenant de Mühleberg. 41 kg d'un mélange de résines Powdex sèches (ou 82 kg de résines humides contenant 50 % d'eau) peuvent être solidifiées dans une matrice de 200 1.

Deux techniques de mélange ont été testées à l'échelle 1:1. Toutes les deux ont donné des résultats aussi bons que ceux obtenus en laboratoire.

Nos propositions étant faites, la technique sur laquelle la centrale de Mühleberg portera son choix n'est pas encore connue.

L'utilisation du procédé décrit est protégée légalement (un brevet a été déposé).

Technischer Bericht NTB 83-18

Literaturstudie über den Abbau von Bitumen durch Mikroorganismen

Résumé

Le bitume sert à l'enrobage de déchets faiblement et moyennement radioactifs. Lors d'un entreposage définitif de déchets radioactifs le matériel de conditionnement doit, avec les autres barrières de sécurité, garantir pour une période prolongée que les substances radioactives soient retenues avec certitude et ne pénètrent pas dans l'environnement. On sait que le bitume est relativement stable face aux procès de décomposition. Cependant, en la présence de certains facteurs, la décomposition du bitume par des procès micro-biologiques peut avoir lieu. Les organismes responsables de cette activité se trouvent plus ou moins partout.

Les travaux publiés jusqu'à présent ne contiennent que peu de données quantitatives relatives à la vitesse de décomposition et de renseignements à ce sujet sous les conditions de l'environnement et de la durée de stockage prévalentes dans un entrepôt définitif, des recherches supplémentaires semblent nécessaires.

Technischer Bericht NTB 83-17

Korrosionsverhalten von metallischen und nichtmetallischen Werkstoffen in verschiedenen Medien im Anhydrit- und Gipsbergwerk Felsenau/AG

Résumé

Lors du stockage définitif de déchets radioactifs dans des formations géologiques, le matériau constituant le conteneur doit faire preuve d'une bonne résistance à la corrosion à long terme provoquée par le milieu extérieur aussi bien que par la matrice de solidification à l'intérieur. Comme dépôts définitifs pour les déchets à faible et à moyenne activité, on considère entre autres des gisements d'anhydrite.

Des éprouvettes de tôles et de plaques de 14 matériaux métalliques et de 8 matériaux non métalliques ont été testées pendant 5 ans dans une galerie de la mine d'anhydrite et de gypse de Felsenau/AG, pour en contrôler la stabilité envers l'atmosphère de la galerie, la poudre d'anhydrite, la poudre de gypse, le gypse et le ciment.

Parmi tous les matériaux métalliques soumis au test, seul l'acier inoxydable au chrome et nickel s'est montré résistant à la corrosion dans tous les milieux. La tôle de fer zinguée ou étamée ainsi que l'aluminium pur et les alliages d'aluminium ne résistent à la corrosion qu'envers l'atmosphère de la galerie; la tôle de fer plombée resiste en plus au ciment. L'aluminium est dissout dans le ciment.

La tôle de fer nue se corrode fortement. Dans les milieux considérés, des couches non métalliques en laque, laque au feu ou résine synthétique commencement à se peler déjà après une année. Pour les tôles de fer, ces laques n'offrent donc aucune protection contre la corrosion.

En ce qui concerne les 8 matériaux synthétiques considérés (6 sans et 2 avec armature de fibres de verre), aucune influence des différents milieux n'a pu être constatée après 5 ans de stockage.

Technischer Bericht NTB 83-16

Experimente zur korrosionsbedingten Wasserstoffbildung in Endlagern für mittelaktive Abfälle

Résumé

Du dioxide de carbone, dégagé par suite de la décomposition aérobique ou anaérobique des composants organiques présent dans les entrepôts des déchets moyennement radioactifs, peut provoquer une corrosion avec formation d'hydrogène sur des récipients métalliques.

Pour déterminer la sécurité à long terme de l'entrepôt, les quantités probables d'hydrogêne dégagé doivent pouvoir être estimées.

Des calculs thermodynamiques montrent qu'en présence de fer, l'eau pure suffit déjà à elle seule pour la formation d'hydrogène dans l'entrepôt. Cependant, les données cinétiques disponibles sont insuffisantes pour calculer la vitesse de la corrosion; elles doivent être complétées expérimentalment.

Pour la présente étude on a fait barboter un mélange gazeux d'oxigène, de dioxide de carbone et d'azote dans de l'eau préalablement déminéralisée, dans laquelle on avait placé des échantillons en acier doux. Puis le développement d'hydrogène à été suivie en fonction du temps grâce à des analyses en continu.

Des teneurs de dioxide de carbone entre 1 et 20 % en volume ont conduit à des quantités d'hydrogène de 1,4 jusqu'à 28 ml H₂ par mètre carré de surface de fer et heure.

Lors de la formation d'éléments par aération différencielle, de l' hydrogène est produit même dans de l'eau douce neutre exempte de dioxide de carbone. Ce n'est qu'à partir d'un pH supérieur à 8.5 qu'on n'a plus détecté d'hydrogène.

Tous ces résultats se rapportent aux eaux pures aérées sous pression atmosphêrique et à une température de 25 °C. Quant aux eaux naturelles (avec des degrés de salinité quantitatifs et qualitatifs divers) il faut s'attendre soit à une augmentation du taux d'hydrogène formé soit à une réduction, suivant la nature des sels dissous. Des températures et des pressions plus élevées, en particulier celle du dioxide de carbone, peuvent egalement accélérer le développement d'hydrogène.

Technischer Bericht NTB 83-15

Die Endlagerung schwach- und mitteIradioaktiver Abfälle in der Schweiz: Evaluation der potentiellen Standortgebiete

Résumé

La production d'énergie électrique dans des centrales nuclêaires ainsi que l'utilisation de radioisotopes dans la technique, la recherche et la médecine et plus tard, le démantèlement de centrales nucléaires hors service engendrent des déchets radioactifs. Leur quantité est peu importante par rapport à celle des autres déchets de l'industrie. Leur toxicité due au rayonnement n'entraîne en principe pas ne surcroît de difficultés par rapport à la manipulation et à l'élimination d'autres déchets toxiques.

En Suisse, les déchets radioactifs sont soumis, en plus des exigences courantes concernant la garantie de la protection des personnes, des biens d'autrui et des biens juridiques importants, à des prescriptions légales additionnelles sur le genre de leur élimination. La législation dans le domaine de l'énergie nucléaire et de la radioprotection est depuis 1957 du ressort de la Confédération. Les bases lêgales en matière de stockage de déchets radioactifs se fondent sur l'Arrêté fédéral concernant la loi sur l'énergie atomique du 6 octobre 1978, que le peuple suisse a clairement approuvé, lors de la votation populaire du 20 mai 1979, par 982'634 voix contre 444'422. Cet Arrêté fédéral exige, entre autres, une "élimination sûre et à long terme ainsi que l'entreposage définitif de déchets radioactifs".

Les déchets radioactifs se différencient d'autres déchets spéciaux par le fait que d'une part, leur toxicité vient principalement de la radiation ionisante émise et que d'autre part, leur radioactivité décroît d'elle-même avec le temps dans des proportions que l'on peut calculer à l'avance de manière très précise. On peut se protéger de façon efficace contre la radiation ionisante par blindage. Les substances radioactives peuvent constituer un danger principalement lorsqu'elles parviennent en quantité suffisante dans la biosphère et finalement dans le corps de l'homme. A cet égard, elles ne se différencient pas des poisons chimiques – les deux doivent être isolés de la biosphère.

Par opposition aux déchets chimiquement toxiques qui sont habituellement stockés sous surveillance dans des dépôts contrôlés pour déchets spéciaux, le concept suisse de l'élimination des déchets nucléaires prévoit, conformément aux exigences légales, une élimination sûre des déchets radioactifs dans des dépôts de stockage définitif. A cet égard, un dépôt de stockage définitif doit être conçu de sorte à ce que l'on puisse renoncer, après son scellement, aux mesures de contrôle et de surveillance, tout en garantissant la protection et la sécurité de la population. Cet objectif peut être atteint en recourant de manière conséquente au principe des barrières de sécurité multiples: plusieurs mécanismes de confinement et de rétention sont installés les uns derrière les autres, de sorte qu'en cas de défaillance d'une barrière de sécurité, d'autres restent toujours efficaces.

Lors de la diminution spontanée de la toxicité due au rayonnement, on peut distinguer deux phases:

Au début, les déchets sont fortement radiotoxiques, et un confinement étanche doit les tenir entièrement à l'écart de la biosphère. Pour les déchets de faible et de moyenne activité, cette phase dure quelques centaines d'années. Conformément au concept d'élimination, le confinement complet doit être déjà garanti par des barrières techniques.

Pendant la seconde phase qui suit, la radiotoxicité des déchets tombe en-dessous du niveau de diverses substances radioactives que l'on trouve dans la nature, comme par exemple le minerai d'uranium. Pour les déchets de faible et de moyenne activité que ne contiennent que des quantités limitées de radionucléides de longue durée de vie, cette phase dure quelques centaines à quelques milliers d'années. Les mécanismes de protection des dépôts de stockage définitif ne doivent plus garantir, dans cette phase d'isolation additionnelle, de confinement complet, mais seulement -tout comme pour les substances naturellement radioactives -limiter l'entrée des déchets dans la biosphère à des quantités non dangereuses. En plus des mécanismes techniques de rétention, cet objectif doit être atteint par des mécanismes de rétention additionnels naturels, c'est-à-dire géologiques.

Le présent rapport traite de l'élimination des déchets de faible et de moyenne activité. Leur confinement est garanti par incorporation des déchets dans du béton, du bitume ou des matières plastiques, placés ensuite dans des fats d'acier ou de grands conteneurs qui sont emmagasinés dans des cavernes rocheuses recouvertes par au moins 100 mètres de roche. Les espaces vides et les accès au dépôt sont plus tard colmatés avec par exemple du béton et scellés. Pour une tonne de matériau de solidification en béton, on n'a que quelques grammes de matières radioactives.

La voie critique du rejet de radioactivité d'un dépôt final vient du transport avec de l'eau, à travers les couches rocheuses, de radionucléides éventuellement lixiviés depuis les déchets jusque vers la biosphère. Le site d'un dépôt final doit de ce fait être choisi, de sorte que les barrières de sécurité naturelles géologiques présentes sur le site puissent empêcher de manière efficace un tel rejet. Conviennent donc des roches dans lesquelles la quasi siccité des cavernes de dépôt ou une longue durée de migration dans la biosphère sont dues à la faible perméabilité naturelle de la roche elle-même ou de sa couverture.

La Cédra a d'abord déterminé quels étaient les types de roches d'accueil possibles en fonction des exigences géologiques et elle a ensuite, dans les années 1978 à 1981, évalué en tout 100 régions de site potentielles, à savoir 23 dans l'anhydrite des Alpes, 15 dans les marnes et les roches argileuses des Alpes, 25 dans l'argile à Opalinus (Opalinuston) du Jura, 23 dans des formations de calcaire recouvert par une roche étanche à l'eau et 14 régions de site dans le cristallin.

Les gisements ont été évalués d'aprés leur étendue spatiale, l'imperméabilité à l'eau de la roche, la situation de la nappe phréatique, l'aptitude à la construction de galeries, le caractère prévisible de transformations géologiques futures et les connaissances déjà acquises, ou encore l'envergure des travaux de sondage nécessaires. Les résultats ont été publiés dans le volumineux rapport de la Cédra en deux parties NTB 81-04, de novembre 1981. Ils ont conduit à la sélection de 20 régions de site potentielles du choix plus restreint, pour lesquelles on a procédé à des études préliminaires additionnelles, non soumises à autorisation, dont le but consistait en une autre limitation des possibilités de site. Le présent rapport renferme la présentation résumée de ces études préliminaires. Ces dernières ont conduit à la sélection de trois sites qui entrent en question pour une appréciation encore plus détaillée par le biais de travaux des sondages soumis à autorisation.

Le critère d'appréciation suprême pour cette sélection est constitué par la sécurité offerte par les formations géologiques concernées. Viennent s'ajouter des critères d'ordre plus technico-pratique et économique, sans oublier bien sûr les aspects importants relatifs à l'aménagement du territoire et à l'environnement. L'évaluation est rendue difficile par le fait qu'il faille tirer des conclusions en ce qui concerne l'aptitude du site sur la base de documents de décision nécessairement incomplets – vu que l'information ne peut être complétée que par le biais des analyses de sondage soumises à une autorisation.

Les études préliminaires approfondies de 1982/83 ont été entreprises en deux phases:

Dans une première phase, la documentation géologique et hydrogéologique a été complétée de sorte à permettre une meilleure comparaison également des régions de site dans diverses roches d'accueil. Les critères de sécurité ont été encore améliorés par rapport au niveau du NTB 81-04, l'appréciation des possibilités de perturbations exogènes (provoquées par des influences extérieures) spécifiques à un site a fait l'objet d'une nouvelle étude.

Pour l'appréciation des possibilités de réalisation en matière de construction, des études de projet indépendantes du site, mais toutefois spécifiques à la roche d'accueil, ont été élaborées. Les critères de la planification du territoire et de la protection de l'environnement ont été détaillés, et on a procédé à une première évaluation.

C'est sur la base des travaux de la première phase que les régions de site de Glaubenbüelen, Büls, Fallenflue, Mouron et Mont Aubert ont vu leur étude ajournée pour des raisons géologiques, les sites d'argile à Opalinus (Opalinuston) de Randen et Les Coperies en raison de problèmes de construction, et Mayens de Chamoson suite a des réflexions en matière de planification du territoire. La région de site de Chaistenberg-Strick, pour laquelle des informations complémentaires seront fournies dans le cadre du programme régional de recherches KRISTAL (en relation avec le dépôt de stockage définitif de type C pour déchets de haute activité), a été également mise de côté en tant que cas spécial.

Dans la seconde phase, on a sélectionné les variantes de réalisation (zones de portail, dépôts pour matériel d'excavation) les plus opportunes pour les 11 sites restants les plus prometteurs, et on a dressé des listes des lacunes des connaissances les plus importantes restant encore à combler. En tenant compte des données manquantes, des programmes cadres ont été établis pour d'éventuels travaux de sondage à venir, et on a évalué le temps et les dépenses nécessaires à cela. Par ailleurs, on a élaboré pour chacun des 11 sites un projet général de construction et reprocédé à l'appréciation de la planification du territoire.

Le résultat final est dressé dans le tableau 6, aux pages 95 et 96 du volume 1. Dans un examen attentif des avantages et des inconvénients de chaque site, la Cédra a procédé à la répartition suivante pour leur étude ultérieure:

Région de site dont l’étude est à poursuivre en première priorité

Bois de la Glaive (anhydrite)
Oberbauenstock (marne valanginienne)
Piz Pian Grand (cristallin)

La Cédra a l'intention, en un premier temps, de poursuivre ses recherches de manière parallèle pour chacune de ces trois régions de site, d’établir des programmes de travail pour des sondages géologiques et, dans la mesure où les travaux de détail ne poseront pas de problèmes imprévus, de déterminer les conditions qui règnent dans la roche d'accueil par la construction de galeries des sondage. Etant donné que la construction de galeries qui est prévue constitue une mesure préparatoire en vue de l'aménagement d'un dépôt de déchets radioactifs au sens de l’Ordonnance du Conseil fédéral du 24 octobre 1979, la Cédra soumettra des requêtes correspondantes aux autorités compétentes.

Pour l'une de ces régions de site, à savoir celle pour laquelle on dispose actuellement des meilleures connaissances, les travaux se sont encore concrétisés dans le sens d'un rapport de sécurité, en perspective du projet “Garantie”. Mais cela ne préjuge en rien du choix du site futur du dépôt de stockage définitif.

Région de site dont l’étude est à poursuivre en deuxième priorité

Le Montet (anhydrite)
Niderbauen (marne d’Amden)
Schaffans (schiste de Verrucano)
Castilun (calcaire recouvert de Quinten)
Chaistenberg-Strick (cristallin)

Il faudra recueillir davantage d'informations sur ces regions de site et éventuellement procéder à des études préliminaires complémentaires qui ne sont pas soumises à l'obligation de requête. Sous réserve de l'aptitude des régions des site de première priorité, des travaux de sondage ne sont pas prévus dans ce groupe.

L'étude des autres sites restants a été ajournée. Les résultats de l'évaluation de 1982/83 confirment pour l'essentiel la sélection préliminaire du NTB 81-04. Aucun des 20 sites n’était "insuffisant” du point de vue de la totalité des critères de sécurité. Cela permit en somme d’abord d'évaluer aussi les critères de réalisation secondaires. Les seules appréciations "insuffisant" ont dû être notées pour l'aptitude à la construction des sites d'argile à Opalinus (Opalinuston) de Randen et Les Coperies.

Les cinq différents concepts géologiques (groupes de roche d'accueil) ont mis en évidence quelques différences en dépit de leur aptitude fondamentale: dans les groupes d’anhydrite, de marne et de cristallin, un ou plusieurs sites ont pu être taxés de "bon" en ce qui concerne la sécurité nucléaire; dans les groupes d’argile à Opalinus (Opalinuston) et des formations recouvertes, la meilleure appréciation est dans chaque cas "moyen".

A l'intérieur de chaque groupe de roche d'accueil, on a pu établir, sur la base des critères de sécurité, un ordre évident dans l'aptitude des sites: les sites les mieux appropriés des trois meilleurs concepts de roche d'accueil ont donc pu être logiquement classés dans le groupe de première priorité.

Pour l'élimination des déchets de faible et de moyenne activité, seul un dépôt définitif du type dit B sera finalement nécessaire. Les études préliminaires et travaux de sondage complémentaires prévus ont pour but de sélectionner pour ce dépôt définitif du groupe de première priorité le site dont l'aptitude est optimale. Le calendrier des travaux ultérieurs de la Cédra s'oriente vers une mise en exploitation du dépôt de stockage définitif de type B au plus tôt pour 1995.

Technischer Bericht NTB 83-14

Sondierbohrung Riniken
Arbeitsprogramm

Résumé

Die Nagra führt in der Nordschweiz ein umfassendes geologisches Untersuchungsprogramm durch mit dem Ziel, die erdwissenschaftlichen Erkenntnisse zu beschaffen, welche notwendig sind, um die Eignung des Untergrundes zur Endlagerung hochradioaktiver Abfälle beurteilen zu können. 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 1200 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, konnte die Bohrkampagne im Oktober 1982 mit der Sondierbohrung Böttstein beginnen.

Die zweite Sondierbohrung Weiach startete im Januar 1983. Im heutigen Zeitpunkt sind die Bohrarbeiten in Böttstein abgeschlossen. Die Testphase wird demnächst in Angriff genommen. Die Bohrung Weiach befindet sich z.Zt. noch in der Bohrphase.

Die Sondierbohrung Riniken mit Koordinaten 656 600/261 780 und einer Meereshöhe von 385 m ü.M. (O.K. Terrain) liegt im Grenzgebiet des Tafeljuras rund 3 km westlich der Aare und 2.5 km nördlich von Brugg. Nach geologischer Prognose wird sie unter den 25 m mächtigen Hochterrassenschottern eine flachliegende, rund 850 m mächtige Folge von Kalken, Mergeln und Tonen des Juras, Evaporiten, Tonen, Karbonaten und Sandsteinen der Trias sowie eventuell ein gering mächtiges Perm durchfahren. Das kristalline Grundgebirge soll vertikal über eine Strecke von maximal 1'000 m durchbohrt werden, so dass die Bohrung bis maximal 1'900 m vordringen wird. Die Endteufe wird sich nach den angetroffenen geothermischen Verhältnissen richten, da diese die maximale Endlagerteufe wesentlich beeinflussen können.

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 End teufe, 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 Haniel & Lueg auf die vielfältigen Anforderungen des geplanten Kern-, Mess- und Testprogramms abgestimmt.

Tabelle 1 gibt einen Ueberblick des erdwissenschaftlichen Teils des Arbeitsprogramms. Es ist auch für Riniken, als dritte Bohrung der Tiefbohrkampagne, sehr umfangreich und vielfältig, damit es allen geologisch denkbaren Untergrundverhältnissen, besonders im noch wenig bekannten Kristallinbereich, zu genügen vermag.

Da die ganze Strecke des Kristallins und grössere Abschnitte im Sedimentbereich orientiert gekernt werden sollen, wird dies, neben der lithologisch-sedimentologischen Analyse der möglichen Wirtgesteine, 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 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, welche erlauben, die Tiefengenauigkeit der ausgewerteten reflexionsseismischen Profile des regionalen Messnetzes der Nagra wesentlich zu verbessern.

Durch zahlreiche Tests mit verschiedenartigen Methoden, reichend von Förderversuchen im Muschelkalk-Aquifer bis zu markierten Pump versuchen 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 Ueberwachung von Druckschwankungen der Tiefengrundwässer und nötigenfalls zu weiteren Wasserprobenentnahmen aus der Kristallinstrecke durch Langzeit-Fördertests.

Der Zeitbedarf der Feldarbeiten, von der Bohrphase bis zum Beginn der Beobachtungsphase wird für die Sondierbohrung Riniken auf 12 ½ – 17 Monate veranschlagt.

Technical Report NTB 83-13

An integral approach to radionuclide transport modelling in fissured and porous media

Résumé

Pour pouvoir satisfaire à la demande présente et future dans le domaine des prédictions de la migration des radionucléides dans la géosphère, une suite de programmes numériques pour calculatrice a été développée. Ces programmes permettent de calculer de façon particulière le transport des chaines de radionucléides et enfin le transport de la chaleur, que ce soit en milieu poreux ou fissuré.

Le développement des modèles conceptuels d'écoulement au travers de milieux continus poreux et de fissures en nombres délimités est présenté. Suit une description des méchanismes affectant le mouvement des radionucléides ainsi qu'une revue des programmes de computer en résultant.

Technischer Bericht NTB 83-12

Mineralogische Untersuchungen von Wyoming Bentonit MX-80 und Montigel

Résumé

Eine im Auftrag der Nagra durchgeführte Projektstudie für die Endlagerung hoehaktiver Abfälle in tiefen geologischen Formationen sowie Literaturstudien haben gezeigt, dass sich Bentonit für das von der Nagra vorgesehene Endlagerkonzept für hochaktive Abfälle und sehweizerische 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.

Im Rahmen der vorgesehenen Arbeiten wurden die mineralische Zusammensetzung, Oberfläche, Austauschkapazität und austauschbaren Ionen, Ladungsverteilung und Dichte von Wyoming-Bentonit MX-80 und des Bentonits Montigel aus Bayern (BRD) untersucht. Die wichtigsten Ergebnisse lassen sich wie folgt zusammenfassen:

Komplette Zusammenfassung / Résumé complet / Full abstract:

NTB 83-12 Zusammenfassung - Résumé - Summary.pdf

Technischer Bericht NTB 83-11

Bitumen, e¡n Verfestigungsmaterial für radioaktive Abfälle, und se¡ne historischen Analoga

Résumé

Le conditionnement dans le bitume des déchets radioactifs de faible et moyenne activité doit garantir une rétention pendant plusieurs siècles. La stabilité et la longévité suffisantes du bitume ont été mises en évidence qualitative ment par analogie historique. L'âge de la poix du bouleau qu'on a trouvé en Suisse atteint 5'000 ans et l'âge de masses organique que l'on a trouvées dans les grottes de Lascaux en France atteint 15'500 ans.

Technical Report NTB 83-10

Intracoin level 1 benchmark calculations with eir codes conzra, ranch and ranchn

Résumé

Wir präsentieren Resultat für INTRACOIN Vergleichsrechnungen der Stufe 1, Fälle 1 und 2 (eindimensionaler advektiver/dispersiver Transport). Die benutzten Rechenprogramme sind CONZRA und RANCH, die auf einer semianalytischen Lösung der Transportgleichung basieren, und RANCHN, das einer voll numerischen Lösung im Rahmen der pseudo-spektralen Methode entspricht. Der Einfluss verschiedener Randbedingungen wird untersucht. Die Übereinstimmung der Resultate aus den verschiedenen Lösungsansätzen ist ausgezeichnet.

Technischer Bericht NTB 83-09

Untersuchungen zum Sorptionsverhalten von Cs-137 und Sr-90 in verschiedenen Gestein/Lösung-Systemen

Résumé

La connaissance des propriétés de sorption des roches entourant un dépôt de déchets radioactifs permet d'estimer le transport des nucléides en cas d'une pénétration d'eau.

Nous avons examiné en système fermé, dans des solutions acqueuses de composition analogue aux eaux naturelles, le comportement de la sorption du Sr-90 et du Cs-137 sur des échantillons broyés de 4 roches argilleuses, de 2 roches sulfatiques, de 6 roches cristallines et de 2 minéraux présents dans des fissures. Les coefficients de distribution des nucléides donnent la proportion de leur concentration dans la phase solide par rapport à leur concentration dans le liquide. Les conditions d'étude sont analogues à la migration de l'eau dans les formations rocheuses.

Les principaux paramètres qui interviennent sont:

la force ionique de la solution
la température
l'activité de la solution au début de l'essai
la proportion du mélange sorbant-volume d'eau dans le système.

Nos essais démontrent que, de tous ces paramètres, la force ionique a la plus grande influence sur les résultats. En général, la sorption d'un nucléide diminue avec l'augmentation de la force ionique de la solution.

L'ordre de grandeur de la sorption du Sr est analogue pour toutes les roches examinées.

Le pouvoir sorbant des argiles, de la mylonite et de la chlorite pour le Cs excède celui pour le Sr de plusieurs ordres de grandeur. Celui des roches argilleuses et cristallines varie légèrement suivant l'origine de ces dernières.

Technischer Bericht NTB 83-08

Inventar der Erdbeben 1910 – 1982
und Karten der Magnitudenschwellenwerte 1928 – 1982

Résumé

L'activité sismique en Suisse a récemment fait l'objet de recherches détaillées, en particulier dans la région frontalière avec l'Allemagne entre Bale et le lac de Constance. Les résultats sont consignes dans un catalogue chronologique des tremblements de terre ayant eu lieu entre les années 1021 et 1982.

Le catalogue existant qui couvre la période de 1910 à 1964 a été complète par l'adjonction des évènements sismiques de faible intensité c'est-à-dire ceux ne dépassant pas la valeur IV.

Pour la période postérieure a 1919, durant laquelle le nombre d'enregistrements s'est accru en Suisse, une majorité des para mètres caractéristiques des secousses telluriques (tels que localisation, profondeur du foyer et magnitude sur l'échelle de Richter) a pu être déterminée avec une plus grande précision grâce un nouveau programme d'ordinateur. Un aspect important de ce travail réside dans le traitement uniforme de toutes les données en fonction de nouveaux modelés de vélocité dans l'écorce terrestre.

De plus, la sensibilité théorique du réseau de stations sismologiques mises en service en Suisse depuis 1919 a pu, des lors, être calculée et cartographiée en fonction des magnitudes minimales détectables.

Technical Report NTB 83-07

Chemical changes occurring within an intermediate-level waste repository

Résumé

Les 80'000 m³ de déchets qui sont prévus d'être Stockes définitivement dans un dep6t de déchets moyennement radioactifs (type B) contiennent des matériaux divers susceptibles de subir des trans formations chimiques. Dans ce rapport, ces transformations chimiques sont identifiées en mettant l'accent sur les processus qui pourraient être importants pour l'évaluation de la sureté du dépôt. Le genre de modification qui apparait être le plus conséquent de ce point de vue est la formation de gaz à l'intérieur du dépôt. Trois processus de production de gaz sont décrits et, autant que possible, quantifies. Les résultats sont présents sous forme de domaines de valeurs les plus probables pour des quantités exprimées en m³ pression atmosphérique. Ces processus sont:

La décomposition radiolytique de différents matériaux, principalement des déchets de démantèlement des centrales nucléaires, qui pourrait générer environ 10'000 m³d'hydrogène en 20 ans.
La dégradation microbienne qui peut produire de 100'000 à 200'000 m³ d'hydrogène et de méthane sur une période de 200 ans. Le dioxyde de carbone génère sera absorbe par le béton si ce matériau est utilisé comme matrice d'immobilisation ou matériel de colmatage.
La corrosion, la réaction la plus importante de production de gaz, peut produire de 200'000 à 1'400'000 m³ d'hydrogène en une centaine d'années. La quantité suffisante d'eau pour permettre la corrosion sera fournie par l'eau non fixée présente dans les déchets et le matériel de colmatage.

Quoique cela n'ait pas été traite en détails dans ce rapport, un transport de gaz entre le dep6t et la biosphère pourrait résulter du déplacement du gaz travers les fissures de la roche d'accueil entourant le dépôt. La perméabilité de cette roche est estimée avoir la plus grande influence sur la capacite de transport du gaz.

Les transformations chimiques dans les déchets auront une influence sur les propriétés des barrières de sécurité utilisées. Des transformations telles que la décomposition radiolytique des résines échangeuses d'ions, le gonflement de ces résines et l'interaction entre béton et bentonite ont été considérées.

Technical Report NTB 83-06

A method for Modelling the transport of nuclides in fissured rock with diffusion into the solid matrix

Résumé

Le rapport présente une méthode propre à calculer la diffusion d'une chaîne de radionucléides dans les microfissures et les pores d'une matrice rocheuse adjacente à des fractures dans lesquelles s'effectue le transport de l'eau. Cette méthode permet de calculer le processus aux niveaux suivantes:

– dans des blocs individuels pénétrés par une fracture donnée

– dans un groupe de blocs caractéristiques à l'intérieur d'un volume repésentatif dans le cadre d'un modèle à échelle plus grossière.

La technique mise en oeuvre utilise une solution analytique de l'équation de diffusion-décroissance-sorption à l'intérieur d'un bloc pour une géométrie simplifiée. Cette solution analytique est incorporée dans un programme numérique (aux différences finies) tenant aussi compte des autres mécanismes influençant le transport des radionucléides dans la géosphère.

Le programme ainsi développé a été vérifié par comparaison avec des solutions entièrement analytiques pour le cas de la diffusion dans la matrice couplée avec un transport convectif et dispersif d'un seul nucléide. On a pu mettre en évidence l'effet de la diffusion dans la matrice à l'intérieur de blocs de dimensions différentes.

Technical Report NTB 83-05

Experiments on Container Materials for Swiss High-Level Waste Disposal Projects Part I

Résumé

Le présent concept pour l'entreposage définitif des déchets hautement radioactifs en Suisse consiste en un dépôt à une profondeur de 1000 à 1500 m dans le socle granitique de la Suisse septentrionale. Les déchets seront placés dans un conteneur devant former une barrière d'une efficacité considerable pour plusieurs années à la suite de la fermeture du dépôt. L'évaluation de matériaux appropriés pour ces conteneurs est l'objet du présent rapport, le premier d'un groupe de deux. Les propriétés qui déterminent le choix d'un matériau sont: résistance aux températures et aux doses de radiation élevées, résistance mécanique et résistance à la corrosion. L'étude de la littérature permet de conclure que les polymères sont inadéquats à cause de leur résistance thermique insuffisante et que les céramiques (en particulier l'alumine) présentent des difficultés du fait que leur résistance à la rupture est faible ou mal connue. Les propriétés mécaniques des métaux et leur propriété de pouvoir être travaillés aisément les désignent comme l'option la meilleure dans l'état actuel des connaissances. La principale difficulté associée à leur emploi est de prouver l’intégrité du conteneur pour la durée de vie requise (de l’ordre de 1000 ans) quand ce dernier est exposé à la corrosion par les eaux souterraines sous les conditions physico-chimiques régnant dans le dépôt. La fonte sphéroïdale, l'acier coulé, le cuivre, l'inconel 625 et le Ti-Code 12 sont jugés être les candidats les plus prometteurs dans le cadre du programme suisse et mériter une étude plus poussée.

Une évaluation détaillée des cinq matériaux retenus, en particulier du point de vue de la corrosion, met en évidence des aspects qui ne sont qui insuffisamment couverts par la littérature existante. Le programme expérimental envisagé pour augmenter les données de base comprend:

des essais à taux de déformation constant sur le Ti-Code 12 et le cuivre à 80°C avec jusqu'à 2 mg/l O₂ et 15 g/l Cl^- en solution, ceci à des taux de déformation de 1 x 10^-5 à 2 x 10^-7 s^-1
l'étude de l'effet de la bentonite sur la corrosion du Ti-Code 12, du cuivre, de l'acier coulé et de la fonte sphéroïdale
des essais de corrosion par immersion de spécimens soudés utilisant chacun des quatre matériaux énumérés ci-dessus, pour des températures atteignant 140°C
l'étude du comportement du cuivre, du Ti-Code 12 et du Zircalloy-2 sous immersion dans le plomb liquide pendant des périodes allant jusqu'à 500 heures sous une tension de 80% de leur limite d'élasticité définie à température ambiante
des mesures du potentiel de corrosion et des courants galvaniques sur des couples d'électrodes (Cu/acier coulé, Cu/fonte sphéroïdale, Cu/Pb, Ti-Code 12/Pb) à température ambiante et à 140°C pour des périodes allant jusqu'à 1000 heures.

Pour tous les essais, le milieu corrosif est représentatif des eaux souterraines se trouvant à des profondeurs entre 1’000 à 1’500 m en Suisse.

Une annexe au rapport présente les premiers résultats expérimentaux obtenus. Les détails des techniques expérimentales, les résultats complets et les conclusions du programme seront donnés dans un rapport technique de la Cédra devant paraître ultérieurement.

Technischer Bericht NTB 83-04

Bedeutung der Isotopenmethoden bei der hydrogeologischen Charakterisierung potentieller Endlagerstandorte für hochradioaktive Abfälle

Résumé

Das Forschungsprogramm der Abteilung «Low Level Counting und Nukleare Geophysik» der Universität Bern hat zum Ziel, mit Hilfe von Isotopenmessungen an Grundwasserproben Information über die Wasserbewegung innerhalb geologischer Formationen zu gewinnen. Die Isotopenbestimmungen liefern Aussagen über die Herkunft des Grundwassers, die Fliesswege, die Verweilzeiten und Fliessgeschwindigkeiten. Diese Aussagen werden in Verbindung mit Ergebnissen hydrochemischer und hydrogeologischer Untersuchungen erhalten und führen in hydrodynamischen Simulationsmodellen zu einer integrierten Vorstellung der Grundwasserprozesse. Die Schlussfolgerungen aus den Modellen sollen von der NAGRA dazu benutzt werden, die Eignung des untersuchten Untergrundes zur Lagerung von hochaktiven Abfällen abzuklären.

In diesem ersten Bericht wird eine allgemeine Übersicht über den heutigen Stand der Isotopenmethoden in der Hydrologie gegeben. Im Folgenden werden die Methoden, ihre Aussagemöglichkeiten und die Modellinterpretation kurz zusammengefasst.

Komplette Zusammenfassung / Résumé complet / Full abstract:

NTB 83-04 Zusammenfassung – Résumé – Summary.pdf

Technischer Bericht NTB 83-03

Wege zum Nachweis der Sicherheit von Endlagern

Résumé

Ce document NTB 83-03 constitue une partie d'un rapport intermédiaire sur l'état des travaux relatifs au stockage ultime des déchets radioactifs en Suisse. Les sujets traites concernent les préparatifs nécessaires pour les analyses de sureté long terme des dépôts terminaux. Le rapport NTB 83-02 présente sur le plan national les stratégies globales de l'élimination des déchets et décrit les progrès des nombreux programmes partiels qu'elles impliquent.

L'objectif principal du stockage ultime des déchets radioactifs est d'assurer la protection adéquate du public en tout temps présents et futurs. Des critères varies ont été formules dans le but de contribuer ce que cet objectif se réalise en projets concrets de dépôts. Les critères vont d'exigences générales qualitatives sur le système global de stockage jusqu'aux spécifications numériques détaillées de composantes uniques. Des valeurs directrices quantifiant la performance du système global sont jugées plus appropriées et les propositions correspondantes édictées par les autorités suisses de sécurité sont redonnées dans un appendice au présent rapport.

Le système de superposition de barrières individuelles de sécurité qui est proposé pour atteindre le niveau général de sureté est présente brièvement. Y sont inclus la matrice de solidification des déchets, le container, le matériel de colmatage, la roche d'accueil, les formations géologiques de couverture et la dilution dans la biosphère.

Le rôle des analyses qui forment le noyau des rapports de sûreté accompagnant les projets de stockage est de démontrer que l'on peut compter sur le système de barrières décrit pour s'assurer des exigences de sûreté. La méthodologie de ces analyses est discutée brièvement. Pour le projet "Gewähr", une approche traditionnelle utilisant scenarios et analyses de conséquences est envisagée, sans recourir une large application des méthodes probabilistiques.

Toutes les analyses visant à démontrer la sûreté du stockage doivent être résumées et récapitulées dans le contexte d'un rapport de sûreté. C'est une procédure généralement suivie aujourd'hui pour diverses installations ou procèdes techniques complexes. Pour des installations nucléaires caractérisées par de rares statistiques d'accidents, une approche par modèle prévisionnel est utilisée. Les dépôts de stockage ultime constituent un genre récent d'installation nucléaire si bien qu'il n'y a pas de forme généralement acceptée pour la présentation du rapport de sûreté. Se basant sur des suggestions ainsi que sur des études de sûreté existantes, une structure possible pour le rapport de sûreté du projet "Gewähr" est proposée.

La proposition présentée est conçue comme cadre de travail pour initier la discussion sur le contenu, l'extension et le poids qu'on peut attendre du rapport. Les caractéristiques principales de la table des matières proposée pour un rapport de sûreté sur les déchets hautement radioactifs correspondent la démarche déterministique traditionnelle, l'accentuation de l'évaluation quantitative des effets provenant de l'incertitude des données, ainsi qu'à l'importance attribuée a la mise en valeur de l'information qui peut être obtenue par comparaison du comportement du système de stockage avec celui de systèmes naturels analogues.

Dans une annexe au présent rapport, les modelés mathématiques qui ont été développes ou mis en œuvre en Suisse pour être utilises dans les analyses de sûreté sont passés en revue. Leur brève description comprend leur but, leurs caractéristiques particulières et leur stade actuel de développement. Une autre annexe est consacrée aux résumes des exigences relatives aux données de ces modèles. Les ensembles de données dont on a besoin comme données d'entrée ou comme données de calibration des modèles sont énumères avec concision. Pour chaque composante du système de sécurité y fait suite une évaluation de l'état actuel des données ainsi que celle des développements importants qui sont encore attendus avant la soumission des rapports pour le projet "Gewähr" de sûreté.

Rapport Technique NTB 83-02

Nukleare Entsorgung Schweiz
Konzept und Stand der Arbeiten 1982

Résumé

Le présent rapport NTB 83‑02 constitue la première partie d'un rapport intermédiaire relatif aux travaux entrepris en vue de la gestion des déchets nucléaires en Suisse. On y trouve d'abord un exposé du concept de la gestion des déchets nucléaires, puis un compte rendu des travaux de recherche, de développement et de projet de la Cédra qui doivent conduire à la réalisation future de ce concept. Le second volume du rapport intermédiaire (NTB 83‑03) qui paraît parallèlement, traite des aspects spécifiques de la preuve de la sécurité pour le stockage définitif.

Le concept de la gestion des déchets nucléaires en Suisse est déterminé par les dispositions légales et les facteurs d'influence techniques et économiques.

A l'heure actuelle, quatre centrales nucléaires sont en exploitation en Suisse qui, avec une puissance électrique installée de quelque 2'000 MW, produisent environ 30 % du courant de notre pays. Quelque 2 tonnes de substances radioactives sont à cette occasion produites chaque année; elles sont contenues à plus de 99 % dans le combustible nucléaire irradié. On a pris pour base de la planification du stockage définitif un programme d'énergie nucléaire de 6,000 MW: si l'on suppose alors pour chaque centrale nucléaire une durée d'exploitation de 40 ans, ainsi que le retraitement des éléments combustibles irradiés, la quantité de déchets produite en tout s'éléments combustibles irradiés, la quantité de déchets produite en tout s'élève à 1'000 m³ pour les déchets de haute activité, à 70'000 m³ pour les déchets de faible et de moyenne activité et à 100'000 m³ pour les déchets de faible activité. Les dispositions légales exigent une élimination durable et sûre de tous ces déchets par le stockage définitif.

Les déchets radioactifs se différencient des autres déchets spéciaux en ce sens que d'une part, leur toxicité est provoquée essentiellement par la radiation ionisante émise, et que d'autre part, leur radioactivité diminue d'elle-même avec le temps dans une proportion calculable à l'avance avec précision. On peut se protéger de manière efficace contre la radiation ionisante. Les substances radioactives constituent un danger surtout se elles parviennent en quantité suffisante dans la biosphère et finalement aussi dans le corps humain. A cet égard, elles ne se différencient pas des poisons chimiques – les deux doivent être isolés de notre biosphère.

Contrairement aux déchets chimiquement toxiques, qui sont stockés normalement dans des dépôts spéciaux contrôlés, le concept de la gestion des déchets nucléaires prévoit, conformément aux exigences requises par la loi, une élimination durable des déchets radioactifs dans des dépôts de stockage définitif. Un dépôt de stockage définitif doit donc être conçu de sorte qu'une fois scellé, on puisse renoncer aux mesures de contrôle et de surveillance, tout en garantissant la protection et la sécurité de la population. On peut y parvenir en appliquant de manière conséquente le principe des barrières de sécurité multiples: plusieurs mécanismes de confinement et de rétention sont disposés l'un derrière l'autre, de sorte qu'en cas de défaillance d'une barrière de sécurité, d'autres restent toujours efficaces.

Pour après avoir été produits, les déchets radioactifs contiennent une grande partie de radionucléides à vie courte, et une partie relativement petite de radionucléides à vie longue. Passé un certain temps, la situation s'inverse: les radionucléides à vie courte sont alors désintégrés, et ceux à vie longue dominent dans les propriétés du déchet. Il faut comparer ces derniers aux éléments radioactifs que l'on trouve partout dans la nature comme l'uranium, le thorium ou le radium.

On peut en conséquence répartir la "durée de vie" des mélanges de déchets en deux phases différentes:

I. Au début, les déchets sont fortement toxiques, et il faut les tenir complètement isolés de notre biosphère, pour un temps limité, par un confinement étanche. Cette phase de confinement complet dure, pour les déchets de haute activité, environ 1'000 années.

II. Pendant la seconde période suivante plus longue, la toxicité des déchets même de haute activité baisse en l'espace de quelque 10'000 années en dessous du niveau de diverses substances radioactives que l'on trouve dans la nature, comme par exemple le minerai d'uranium. Les mécanismes de protection du dépôt de stockage définitif ne doivent alors plus garantir un confinement absolu, mais seulement limiter l'entrée des déchets dans la biosphère à des quantités non dangereuses.

Dans la phase I, le confinement complet sera déjà garanti par les barrières techniques, conformément au concept de la gestion des déchets nucléaires en Suisse. On parvient à réaliser l'isolation nécessaire pour la phase II par des mécanismes de rétention techniques, et en plus par des mécanismes naturels, raison pour laquelle on construit les dépôts de stockage définitif dans des formations géologiques appropriées. L'eau est le seul élément susceptible de transporter les substances contenues dans les déchets à travers les barrières. Les mécanismes de rétention naturels et techniques sont de ce fait sélectionnés en tenant compte de la manière dont ils peuvent empêcher ou ralentir ce transport.

L'idée simple en soi des barrières de sécurité multiples conduit à un programme de recherche et d'analyses largement ramifié, dans lequel une quantité importante de paramètres doit être élaborée – vu que des pronostics quantitatifs relatifs à la sécurité du dépôt de stockage définitif doivent être établis. L'état de ces travaux et les futurs projets qui sont planifiés sont décrits de manière détaillée dans la seconde partie du rapport.

Les travaux de recherche et de projet en cours de la Cédra sont établis à long terme. Le dépôt de stockage définitif pour déchets de haute activité ne sera par exemple nécessaire qu'après l'an 2020. Même le dépôt de stockage définitif pour déchets de faible et de moyenne activité, qui devrait être mis à disposition le plus tôt possible, ne sera certainement pas prêt à l'exploitation avant le milieu des années 90, pour des raisons techniques et de procédure. Le Département fédéral des transports, des communications et la validité de l'autorisation générale des centrales nucléaires actuellement en exploitation ou en construction, de la preuve de l'élimination sûre et du stockage définitif. Il en résulte donc une tâche à court terme pour la Cédra: elle doit élaborer, pour cette preuve, un projet qui offre la garantie demandée, et que le Conseil fédéral expertisera avent le 31 décembre 1985.

Le dernier paragraphe du rapport résume l'état des travaux de la Cédra, en perspective du projet "Garantie". Il montre que des parties essentielles des données et connaissances requises pour le projet "Garantie" sont disponibles, et que les programmes en vue de combler les lacunes des connaissances ont déjà démarré. Un point important des travaux actuels de la Cédra consiste à évaluer le matériel de données disponible et à le résumer en un rapport relatif à la sécurité du stockage définitif.

Ces travaux ont pour but d'établir le rapport relatif au projet "Garantie" et de le soumettre aux autorités vers la fin de l'année 1984. Le Conseil fédéral sera ainsi à même de faire expertiser le projet en 1985 et de prendre position à ce sujet.

Technischer Bericht NTB 83-01

Gläser zur Verfestigung von hochradioaktivem Abfall:
Ihr Verhalten gegenüber Wässern

Résumé

En raison de leur structure amorphe, les verres sont particulièrement indiqués pour la solidification de la liqueur constituée par les effluents hautement radioactifs issus du traitement du combustible de réacteurs nucléaires: ils sont insensibles aux variations de la composition des oxydes contenus dans les déchets et aux dommages causés par les rayonnements. Les borosilicates utilisés dans ce but sont étudiés depuis 25 ans et la vitrification des déchets est techniquement éprouvée.

Eu égard aux événements possibles dans un dépôt de stockage définitif, la stabilité chimique de tels verres au contact avec de l'eau est d'une grande importance. Ce rapport traite du comportement des verres vis-à-vis de la corrosion, pour lequel les paramètres essentiels sont discutés. Les vitesses de dissolution prises en compte dans les analyses de sécurité ne peuvent être déterminées que dans des expériences de relativement courte durée. Comme la manière de mener ces travaux de recherche influence les résultats dans une large mesure, un jugement critique des méthodes utilisées est nécessaire.

Des données expérimentales sont présentées sur la base d'exemples choisis, pour lesquels on s'est étendu plus spécialement sur l'influence d'une température élevée et sur l'effet des rayonnements radioactifs.

Les modèles employés pour l'estimation du comportement à long terme des déchets vitrifiés sont encore imparfaits et nécessitent une amélioration.

Les vitesses de dissolution mises en jeu dans de tels modèles devraient aussi être revues: des valeurs qui tiennent compte des conditions d'environnement au lieu de stockage sont souhaitables. On peut cependant affirmer que déjà des hypothèses prudentes conduisent à une “durée de vie” des blocs de verre à stocker de l'ordre de 10⁵ans.

Le rapport s'achève par des recommandations pour des investigations futures.

Glossar

Catégories

Chariot

NTBs 1983 – 1984

Rapport Technique NTB 84-50

Simulation par Modèle Mathématique des Ecoulements Souterra¡ns entre les Alpes et la Forêt Noire

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-51

Entstehung und Konditionierung radioaktiver Betriebsabfälle in schweizerischen Kernkraftwerken

Résumé

Technical Report NTB 84-49

FEM 301 A Three Dimensional Model for Groundwater Flow Simulation

Résumé

Technical Report NTB 84-48

The Geochemistry of the Near-Field

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-47

Inventar und Charakterisiertung der radioaktiven Abfälle in der Schweiz

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-46

Bestimmung des Sorptionskoeffizienten von Uran (VI) an Grimsel- und Böttsteingranit

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-45

Seismotektonik Nordschweiz

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-44

Verfestigung radioaktiver Abfälle mit Zement (Literaturstudie)

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-43

Geophysikalisches Untersuchungsprogramm Nordschweiz: Refraktionsseismische Messungen 84

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-42

Endlager für hochaktive Abfälle Sicherheitstechnische Aspekte der Betriebsphase

Résumé

Technical Report NTB 84-41

The potential of natural analogues in assessing systems for deep disposal of high-level radioactive waste

Résumé

Technical Report NTB 84-40

Radionuclide Sorption Database for Swiss Safety Assessment

Résumé

Rapport Technique NTB 84-39

Contrôle de la teneur en radionucléides des déchets radioactifs

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-38

Sondierbohrung Leuggern Arbeitsprogramm

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-37

Rezentes Spannungsfeld in der zentralen Nordschweiz

Résumé

Technical Report NTB 84-36

Surveillance of the north-eastern Atlanic dumpsite for low-level radioactive waste The Swiss oceanographic research program PROSPER

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-35

Kriechverhalten unlegierter Stahlwerkstoffe für Endlager-Behälter: Auswertung der Literaturangaben

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-34

Die Kernbohrung Beznau

Résumé

Technischer Bericht NTB-84-33

Verfüllen und Versiegeln von Stollen, Schächten und Bohrlöchern

Résumé

Technical Report NTB 84-32

An assessment of the corrosion resistance of the high-level waste containers proposed by Nagra

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-31

Behälter aus Stahlguss für die Endlagerung verglaster hochradioaktiver Abfälle

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-30

Das Kristalin des Südschwarzwaldes

Résumé

Technischer Bericht NTB 84-29

FEM 301
A Three Dimensional Model for Groundwater Flow Simulation

Endlager für hochaktive Abfälle
Sicherheitstechnische Aspekte der Betriebsphase

Surveillance of the north-eastern Atlanic dumpsite for low-level radioactive waste
The Swiss oceanographic research program PROSPER

Kriechverhalten unlegierter Stahlwerkstoffe für Endlager-Behälter:
Auswertung der Literaturangaben