Schlussbericht des Forschungsvorhaben STROEFUN Phase III (Vertiefung Kenntnisstand Kontaktbereich & Injektionsmittel, in situ-Versuche)

In dem Forschungsvorhaben STROEFUN III wurde ein Konzept für die strömungstechnische Testung von Streckenverschlussbauwerken entwickelt, installiert und in einem Streckenverschlussbauwerk in der Grube Teutschenthal erfolgreich getestet. Das Testkonzept für Bauwerke oder Bauwerksabschnitte aus hydraulisch abbindenden Dichtbaustoffen basiert auf der Druckbeaufschlagung von mindestens 3 an der Streckenkontur installierten Ringkammern. Diese können individuell mit Gas und/oder Flüssigkeit im stationären oder instationären Druckregime beaufschlagt werden. Das Konzept konzentriert sich auf die Testung des Kontaktbereiches Baustoff/Gebirge als bestimmenden Strömungsraum für die Dichtwirkung von Streckenverschlussbauwerken. Im Ergebnis der modellbasierten Auswertung der im Test ermittelten Druckganglinien sind Aussagen über die Permeabilität des Bauwerkes im Kontakt Baustoff/Gebirge und, daraus abgeleitet, für die integrale Permeabilität des Bauwerkes möglich. Das Testkonzept ist ein zusätzlicher Baustein für den gegenständlichen, strömungstechnischen Funktionstest von Streckenverschlussbauwerken im Rahmen der Nachweisführung. Im Ergebnis des Forschungsvorhabens liegen umfangreiche Kenntnisse zum Standort und zum Bauwerk aus MgO-Baustoff (angelehnt an die A1-Basisrezeptur) vor. Dieser umfangreiche Kenntnisstand, die Zugänglichkeit und die Standortbedingungen bieten die Chance in der nahen Zukunft eine Vielzahl an Untersuchungen zur nachträglichen Vergütung des Bauwerkes mit Beurteilung der strömungstechnischen Wirkung der Vergütung sowie zum zeitabhängigen Baustoffverhalten im Kontakt zur Atmosphäre und im Kontakt zur Salzlösung durchzuführen.

• 20230612_STROEFUN_III_Abschlussbericht_01.pdf
  
• 20231205_STROEFUN_III_Schlussbericht_Technischer_Anhang.pdf
  

Zur Untersuchung einer wissenschaftlich begründeten Festlegung der Grenztemperatur in den verschiedenen Wirtsgesteinen wurden durch die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH (GRS) und die BGE TECHNOLOGY GmbH (BGE TEC) im Auftrag der Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE) folgende Arbeiten durchgeführt:

• Erarbeitung eines geeigneten wirtsgesteinsspezifischen Temperaturbereichs für die
• Grenztemperatur aus Sicht der Langzeitsicherheit (GRS)
• Prüfung dieser Grenztemperaturen im Hinblick auf die Machbarkeit des Einlagerungs- und
• des Rückholungsbetriebs (BGE TEC)

Inhalt dieses Berichts ist die Darstellung von Vorgehensweise und Ergebnissen der Arbeiten der BGE TEC. Es wurden folgende Grenztemperaturen auf Machbarkeit hin untersucht:

• Steinsalz: 170 °C
• Tongestein: 120 °C
• Kristallines Wirtsgestein: 100 °C

• 2024_01_05-Pruefung_der_Grenztemperatur.pdf
  

Autoren: Thomas Wilsnack, Uwe Glaubach

BGE TEC 2023-15

• 20230822_STROEFUN_III_Bericht_Kampagne_IBeWa.pdf
  

Das "European Joint Programme on Radioactive Waste Management", kurz EURAD, umfasst ein gesamteuropäisches Forschungsprojekt, dessen Ziel es ist, Forschungsaktivitäten zu offenen Fragen im Bereich der Endlagerung radioaktiver Abfallstoffe in tiefen geologischen Formationen zu koordinieren und zu fördern. Das  Forschungsprojekt basiert auf den abgestimmten Prioritäten gemeinsamer Interessen zwischen den europäischen Endlagerorganisationen, technischen Fachorganisationen und Forschungsinstitutionen. Unsere Muttergesellschaft, die  BGE, ist Mitglied des EURAD-Projektes und beteiligt sich u. a. an den Arbeitspaketen GAS und HITEC sowie "Knowledge Management". Die  BGE TECHNOLOGY wurde beauftragt, im Rahmen dieser Arbeitspakete Stoffmodelle für Tonmaterialien zu entwickeln. Das entwickelte Modell wird in dem Prozess-Code OpenGeoSys frei zugänglich sein. OpenGeoSys ist ein parallelisiertes numerisches Programm für gekoppelte THM-Prozesse unter einer offen zugänglichen Quell-Lizenz.

• EURAD_Domain_Insight_7.3.3_-_Scenario_development_and_FEP_analysis_v1.0.pdf
  
• EURAD_Domain_Insight_341_EBS_Systems_2023.pdf
  

Im Rahmen des vorangegangenen Forschungsprojektes ANSICHT wurde ein Entwurf für das methodische Vorgehen zur sicherheitsgerichteten Bewertung von Endlagersystemen in Tongesteinen in Deutschland erarbeitet. Um die Methodik zu prüfen und weiterzuentwickeln hat der Projektträger Karlsruhe (PTKA) im Auftrag des BMWi (heute BMWK) die BGE TECHNOLOGY GmbH, die BGR und die GRS mit dem Verbundprojekt ANSICHT-II beauftragt. Unter Berücksichtigung der Endlagersicherheitsanforderungsverordnung wurden einzelne Bewertungen erarbeitet und dargestellt und damit die Art der Sicherheitsbewertung getestet.

Dieser Synthesebericht fasst die erarbeiteten Ergebnisse zum Vorgehen bei einer sicherheitsgerichteten Bewertung eines Endlagers in einer Tonformation zusammen. Weitere Ausführungen finden sich in den Einzelberichten zu den Schwerpunkten:

• Analysen zur Integrität der geologischen Barriere (Maßmann et al. 2022),
• Sicherheitsbewertung des technischen und geotechnischen Barrierensystems (Wunderlich et al. 2022) sowie
• Analysen zur radiologischen Langzeitaussage (Rübel & Gehrke 2022).

Auf Grund des generischen Charakters des Projekts ANSICHT-II liegen keine spezifischen Standortuntersuchungen für ein Endlager zu Grunde. Sowohl die dargestellten geologischen Gesamtsituationen als auch die verwendeten Gesteins- und Fluideigenschaften für numerische Simulationen haben lediglich beispielhaften Charakter.

• 02E11658AB_Abschlussbericht-ANSICHT-II.pdf
  

Unter Berücksichtigung der gesetzlichen Anforderungen wurde ein Entwurf für ein methodisches Vorgehen zur sicherheitlichen Bewertung von Endlagersystemen im Kristallin in Deutschland erarbeitet. Für den sicheren Einschluss der radioaktiven Abfälle im Kristallingestein wurden drei mögliche Optionen betrachtet: Die Einlagerung in „multiplen ewG“ (mewG), unter einem „überlagernden ewG“ (üewG) und in einem „modifizierten KBS-3-Konzept“ (mKBS-3). Es wurden generische geologische Standortmodelle entwickelt, die für Deutschland mögliche geologische Situationen widerspiegeln. Diese bildeten die Grundlage für die Entwicklung von Einlagerungskonzepten sowie Verfüll- und Verschlusskonzepten. Die geologischen Modelle dienten außerdem der exemplarischen Anwendung der entwickelten Methodik zur Sicherheitsbewertung. Ein grundlegendes Element der Systemanalyse ist ein spezifischer FEP-Katalog, in dem alle wesentlichen Endlagerkomponenten und Endlagerprozesse abgebildet sind und der somit eine umfassende Systembeschreibung ermöglicht. Für alle drei Einlagerungsoptionen wurden FEP-Kataloge erarbeitet. Aufgrund der Klüftigkeit des kristallinen Wirtsgesteins wird ein neu entwickeltes Modellierungskonzept vorgeschlagen, das die Vorteile einer Kluftabbildung in diskreten Kluftnetzwerk-Modellen (DFN) mit denen der THM-Kontinuumsmodellierung auf unregelmäßigen Berechnungsnetzen kombiniert. Auf Basis der quantifizierten Integritätskriterien hat die exemplarische Anwendung insgesamt gezeigt, dass das vorgeschlagene Modellierungskonzept eine gute Basis für weitere Analysen darstellt. Zur Bewertung des sicheren Einschlusses wurden die in § 4 der EndlSiAnfV beschriebenen Anforderungen als Indikatoren spezifiziert und auf die drei untersuchten Endlagersysteme exemplarisch angewandt.

Die Vorgehensweise, den Integritätsnachweis spannungsbezogen zu führen, ist unabhängig von der Wahl des Wirtsgesteins für ein HAW-Endlager in Deutschland aufgrund der Forderung, dem Stand von Wissenschaft und Technik zu genügen, unverzichtbar. In diesem Kontext hat das Vorhaben UVERSTOFF zum Ziel, das Stoffmodell für Beton, aufbauend auf Erkenntnissen zum Salz- bzw. Sorelbeton, im Hinblick auf den Nachweis der Rissbeschränkung für die Bauzustände und unter thermischen Einwirkungen so zu vervollständigen, dass der Nachweis für den Baukörper mit für ingenieurtechnische Zwecke akzeptabler Prognosezuverlässigkeit rechnerisch geführt werden kann und somit bei modifizierter Geometrie und/oder modifizierten thermischen Einwirkungen ein rechnerischer Nachweis ausreichend ist und als Konsequenz auf gegenständliche Nachweise (gesonderte Versuchsbauwerke oder Prototypen für Modifikationen) verzichtet werden kann. Entsprechend der verfügbaren Datenlage wird auch der im Kristallin verwendete low-ph-Beton einbezogen.

Für die Einlagerung von hochradioaktiven Abfällen in einem Endlagerbergwerk werden in Deutschland verschiedene Varianten diskutiert: Einlagerung in horizontalen Strecken, in vertikalen Bohrlöchern, in horizontalen Bohrlöchern oder in horizontalen Kurzbohrlöchern. Im FuE Vorhaben TREND wurde die notwendige Technik zur Realisierung dieser Varianten auf konzeptionellem Niveau konstruktiv entwickelt bzw. weiterentwickelt. Neben der Berücksichtigung der Erfahrungen aus Demonstrationsversuchen umfasst dies auch die Einbindung aktueller Anforderungen an die Technik. Die Einlagerungsvorgänge wurden mit Hilfe der entwickelten CAD Modelle animiert. Für die Einlagerungskonzepte liegt damit eine einheitliche Planungsgrundlage vor, die eine Übertragung auf alle Wirtsgesteine ermöglicht. Auf die Animationsvideos lässt sich durch die Verlinkung im Bericht online zugreifen.

Während der Betriebszeit des Endlagers wird der Grundsatz der Reversibilität von Entscheidungen auch durch eine Rückholbarkeit der Abfälle gewährleistet. Mit dem Vorhaben KOREKT (FKZ 02E11728) erfolgte die Entwicklung technischer Konzepte zur Rückholung von Endlagerbehältern hochradioaktiver Abfälle für aktuelle Endlagerkonzepte im Kristallingestein. Obwohl für die Rückholung ein Zeitraum von mehreren Jahrzehnten anzunehmen ist, zeigt eine Gegenüberstellung, dass sie für die bergmännischen Tätigkeiten weniger Zeit als die Auffahrung und Einlagerung benötigt. Die größte Unsicherheit erwächst aus dem schwer planbaren Aufwand zur Streckensicherung und aus dem Grund der Rückholung selbst. Für die Konzepte „überlagernder ewGs“ und „multipler ewG“ entspricht der Rückholungsprozess dem gleichen Vorgehen, wie es auch in vergleichbaren Einlagerungskonzepten im Salz und im Tongestein angedacht ist. Im modifizierten KBS-3 Konzept ist die Anwendung bekannter Rückholungskonzepte aus Skandinavien wird durch die Favorisierung eines Ca-Bentonits erschwert. Weiterhin scheint durch den sehr zeitaufwendigen Spülvorgang § 13 (2) der Endlagersicherheitsanforderungsverordnung nicht erfüllt: „Die Rückholung ist so zu planen, dass der dafür voraussichtlich erforderliche technische und zeitliche Aufwand den der Einlagerung nicht unverhältnismäßig übersteigt.“ Als Alternative wurden mechanische Verfahren identifiziert.

Bei der Planung eines Endlagers für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente (kurz: HAW-Endlager) in Tongesteinsformationen ist der technische Ausbau von Grubenbauen von wesentlicher Bedeutung für den sicheren Betrieb des Endlagers. Aus gebirgsmechanischer Sicht ist die Errichtung und der sichere Betrieb eines HAW-Endlagers im Tongestein ohne einen geeigneten Ausbau nicht möglich. Die Tongesteinseigenschaften (z. B.: geringe bis mäßige Festigkeit, Kriechverhalten, Eigenschaftsänderungen in Abhängigkeit des Wassergehaltes) in Verbindung mit der jeweiligen Teufenlage führen zu hohen Anforderungen an die Tragfähigkeit des verwendeten Ausbausystems. Die Projektpartner DMT GmbH &Co. KG und BGE TECHNOLOGY GmbH setzten sich zum Ziel, im Vorhaben AGEnT die Anforderungen zur Auslegung von stützenden Ausbauten im Grubengebäude eines Endlagers in Tongestein zusammenzustellen, grundlegende technische Lösungen zu entwickeln und mögliche Wechselwirkungen der dafür in Betracht kommenden Baustoffe mit den anderen Komponenten des Endlagersystems, wie dem Wirtsgestein inkl. Porenwasser, zu untersuchen.

Im FuE Vorhaben BASEL (FKZ 02E 11486 B) wurde eine Methode entwickelt, um für den Safety Case eine Bewertung der Abhängigkeiten zwischen dem sicheren Bau und Betrieb eines Endlagers für hochradioaktive Abfälle und der Langzeitsicherheit durchführen zu können. Eine entsprechende Anforderung ist im Regelwerk (EndlSiAnfV) definiert. Die Methodik basiert auf einem FEP Katalog für die Betriebsphase von Endlagerbergwerken in verschiedenen Wirtsgesteinen. Auf dieser Grundlage wurden Einwirkungen von Innen (EVI), die Endlagerbetrieb beeinträchtigen, identifiziert sowie entsprechende Maßnahmen abgeleitet, um deren Konsequenzen zu vermeiden oder zu vermindern. Weiterhin wurden die Auswirkungen der EVI sowie der Maßnahmen auf die Langzeitsicherheit bewertet.
Das FuE Vorhaben BASEL war ein Gemeinschaftsvorhaben der BGE TECHNOLOGY GmbH und der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH. Es startete im April 2016 und endete im September 2020.

Das FuE-Vorhaben KOMPASS (FKZ 02E 11708) resultierte aus der Sicherheitsanforderung des BMU, die radioaktiven Abfälle in einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich zu isolieren. Im Falle des Wirtsgesteins Salz hat Salzgrusversatz das Potential, bei vollständiger Kompaktion eine der intakten Salzbarriere vergleichbare Barrierewirkung zu erreichen und somit die natürliche Salzbarriere wiederherzustellen. Diese Eigenschaft wurde in der Vergangenheit nicht näher untersucht, da der Fokus der Sicherheitsbewertung auf einer Begrenzung der Freisetzung von Radionukliden lag und nicht auf ihrer Isolation. Aus der früheren Herangehensweise resultierten Wissenslücken in Bezug auf das Verhalten vom Salzgrus bei geringer Porosität. Ziel des KOMPASS-Projektes war es Methoden und Strategien zu entwickeln, um Wissenslücken zu schließen und so eine Verbesserung bei der Prognose der Salzgruskompaktion im Bereich kleiner Porosität zu erzielen. Das FuE-Projekt KOMPASS beinhaltete die Entwicklung von Methoden zur experimentellen Bestimmung von Salzgruseigenschaften im Bereich geringer Porosität und zur Verbesserung des Prozessverständnisses sowie Untersuchungen und Weiterentwicklungen bestehender numerischer Modelle. Das vom Bundesministerium für Wirtschaft und Energie geförderte FuE-Verbundprojekt KOMPASS wurde von der BGE TECHNOLOGY GmbH, der Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe, der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH, dem Institut für Gebirgsmechanik GmbH und der Technischen Universität Clausthal von September 2018 bis August 2020 bearbeitet. Die Sandia National Laboratories, USA, waren assoziierter Partner in diesem Projekt.

Im Forschungsvorhaben KoBrA (FKZ 02E 11527) sind Anforderungen an Endlagerbehälter für hochradioaktive Abfälle erstmals systematisch und unter Berücksichtigung des internationalen Standes von Wissenschaft und Technik hergeleitet worden. Dazu wurden die behälterrelevanten Randbedingungen und Beanspruchungsgrößen für Endlagerbehälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen – Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein – ermittelt. Darauf aufbauend wurden die zur Erfüllung der Anforderungen unter den gegebenen Einwirkungen und Beanspruchungen notwendigen Behälterfunktionen bestimmt und erste Konzeptideen für zukünftige Endlagerbehälter diskutiert bzw. entwickelt. Schlussfolgerungen und Empfehlungen für die weiteren Schritte auf dem Weg zur Entwicklung anforderungsgerechter Behälterkonzepte für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle runden das Vorhabensergebnis ab. Die erzielten Ergebnisse einschließlich der Herleitung eines methodischen Ansatzes sind im Abschlussbericht und in eigenständigen Ergebnisberichten zu vier Arbeitspaketen umfassend dargestellt.

Das FuE-Vorhaben KoBrA wurde als ein Verbundvorhaben von BGE TECHNOLOGY GmbH und der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) vom 01.07.2017 bis 30.10.2020 durchgeführt.

Das Vorhaben „Schachtverschlusskonzepte für Endlager“ (ELSA) Phase 2 schließt sich an das Vorhaben ELSA – Phase 1 (FKZ 02E10921) an, durch welches wichtige Schlussfolgerungen für das Grundkonzept zukünftig zu errichtender Schachtverschlüsse im Salinar und im Tongestein mit erhöhten Anforderungen abgeleitet werden konnten. Mit der zweiten Phase wurden diese Ergebnisse fortlaufend genutzt und durch Labor- und halbtechnische Versuche praktisch umgesetzt. Im Mittelpunkt standen dabei die Entwicklung von modularen Konzepten für Schachtverschlüsse in Salz- und Tongesteinformationen als standortunabhängige Grundkonzepte, der Test von einzelnen Funktionselementen von Schachtverschlüssen im Labor, in halb-technischen Versuchen und in situ, sowie numerische Berechnungen zu Schachtverschlüssen mit verschiedenen Zielstellungen zur Verbesserung des Prozessverständnisses. 

Das Vorhaben ELSA Phase 2 startete im Mai 2013 und endete im August 2020.

Auf der Grundlage von detaillierten qualitativen Betrachtungen und numerischen Analysen, die im Vorhaben RESUS für zehn Endlagersysteme in den Wirtsgesteinen Kristallingestein, Steinsalz und Tongestein durchgeführt wurden, werden Empfehlungen abgeleitet, wie eine Aggregierung der Einzelergebnisse zu den elf geowissenschaftlichen Abwägungskriterien vorgenommen werden kann. Die Einzelbewertungen der Abwägungskriterien ergeben sich jeweils aus einer unterschiedlichen Anzahl von bewertungs-relevanten Eigenschaften und Bewertungsgrößen bzw. Indikatoren. Dabei wird für jedes Kriterium zunächst eine Einzelbewertung vorgenommen, für die spezifische Aggregierungsschritte beschrieben sind.

Die Empfehlungen basieren auf qualitativen Betrachtungen zur Bedeutung der bewertungs-relevanten Eigenschaften der Abwägungskriterien für die Langzeitsicherheit von Endlager-systemen, bei denen der Einschluss der Radionuklide im Wesentlichen entweder durch die geologische Barriere oder durch technische und geotechnische Barrieren gewährleistet werden muss. Die Einschlusswirksamkeit dieser wesentlichen Barrieren (Integrität) ist für den dauerhaften, nachsorgefreien Einschluss der Radionuklide von zentraler Bedeutung. Deshalb wurden Ergebnisse quantitativer Analysen zur Integrität der geologischen Barriere sowie zum Einschluss der Radionuklide bei der Ableitung der Empfehlungen berücksichtigt. Die Ergebnisse des Vorhabens wurden auf mehreren Fachkonferenzen vorgestellt. Entwürfe der Ergebnisberichte wurden im April 2020 mit der Möglichkeit einer Kommentierung über den Webauftritt der GRS online gestellt. Das Feedback aus diesen Foren wurde bei der Erstellung der finalen Berichtsfassungen berücksichtigt.

Durch Anwendung der hier vorgeschlagenen Methodik für die Aggregierung der Bewertungen zu den geowissenschaftlichen Abwägungskriterien kann eine wichtige Entscheidungsgrundlage für die verbal-argumentative Bewertung über die geologische Gesamtsituation in einem Teilgebiet, einer Standortregion oder einem Standort erhalten werden.

In dem Abschlussbericht zum MONTANARA-Projekt erwartet sie zunächst ein Überblick über das Thema Monitoring im internationalen Kontext sowie den Rahmenbedingungen für ein Monitoring in Deutschland. Anschießend werden Vorschläge vorgestellt, wie ein Monitoring-Konzept im Zusammenhang mit einem Sicherheitsnachweis für ein HAW-Endlager erarbeitet werden kann. Ergänzt werden diese Vorschläge durch Beispiele für Monitoring-Konzepte speziell mit Blick auf geotechnische Barrieren. Darüber hinaus erfolgt eine Diskussion über die Verwendung von Monitoring-Ergebnissen im Zusammenhang mit Entscheidungsprozessen und Vertrauensbildung mit Blick auf die Möglichkeiten aber auch den Grenzen, die einem Monitoring gesetzt sind.

Das Projekt wurde in enger Kooperation mit dem europäischen Verbundvorhaben zum Thema Monitoring „MODERN2020“ durchgeführt, dessen Arbeitsschwerpunkte im Bereich der Monitoring Strategien, der Monitoring Technologien und der potenziellen Einbindung von externen Interessengruppen (Stakeholder) lag.

Das Ziel des Projektes war es, die technische Umsetzung von Rückholungskonzepten weiter zu konkretisieren, sicherheitstechnische Konsequenzen und Auswirkungen der Sicherheitsanforderung „Rückholbarkeit“ auf die Endlagerauslegung weiter vertieft zu untersuchen und die Auswirkungen hinsichtlich Aufwand und Zeitbedarf aufzuzeigen. Die Planungen sollen Grundlagen für eine genehmigungsreife technische Lösung liefern.

In Deutschland ist die Möglichkeit zur Rückholung als Auslegungsanforderung an ein Endlager für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente seit dem Jahr 2010 in den Sicherheitsanforderungen des BMU festgelegt. Die Erfüllung der Sicherheitsanforderungen ist Genehmigungsvoraussetzung für die Inbetriebnahme des Endlagers. Innerhalb des wurden zunächst allgemeine Fragestellungen zur Umsetzung und Implementierung der Rückholungsforderung für ein Endlager für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente beantwortet. Im Anschluss erfolgte eine Weiterentwicklung und vertiefende Planung für eine mögliche Rückholung von Endlagerbehältern für das Konzept der Strecken- und Bohrlochlagerung im Salz- und Tongestein. Darüber hinaus wurden Arbeitsprogramme zur Realisierung des Nachweises der technischen Machbarkeit für die relevanten Komponenten der Rückholungskonzepte erarbeitet.

Im Rahmen des FuE-Vorhabens ERNESTA wurden bestehende Rückholungskonzepte weiterentwickelt und diese in vier Teilberichten ausführlich beschrieben:

• Technische Konzepte für die Rückholung der Einlagerungsvariante vertikale Bohrlochlagerung
  - in Salzformationen und
  - in Tongesteinsformationen
   
• Technische Konzepte für die Rückholung der Einlagerungsvariante horizontale Streckenlagerung
  - in Salzformationen und
  - in Tongesteinsformationen

• ERNESTA-Projekt-FINAL_Bohrloch_Salz.pdf
  
• ERNESTA-Projekt-FINAL_Bohrloch_Ton.pdf
  
• ERNESTA-Projekt-FINAL_Strecke_Salz_klein.pdf
  
• ERNESTA-Projekt-FINAL_Strecke_Ton.pdf
  

For many decades, the development of repository concepts and safety analyses for a repository in a salt dome was prioritized in Germany while repository concepts for claystone and crystalline rock have been taken into account for the past two decades only. So far, bedded salt formations have not been the subject of comparative investigations. Thus, in summer 2015, the Federal Ministry for Economic Affairs and Energy (BMWi) launched the R&D project KOSINA to develop repository designs and carry out safety analyses for different disposal options in a generic bedded salt formation and a generic salt pillow. KOSINA is a German acronym for "Concept development for a generic repository for heat-generating waste in bedded salt formations in Germany as well as development and testing of a safety and demonstration concept". Together with its partners BGR, GRS, and IfG, BGE TECHNOLOGY GmbH has carried out an almost three years lasting scientific programme. The core areas of the programme are the development of generic geological models, including derivation of model parameters, the development of a safety and demonstration concept, the development of technical repository designs for four different disposal options, the analysis of geomechanical integrity, the evaluation of operational safety as well as the analysis of radiological consequences. An interim report, which compiles the basic data of the waste inventory, the repository design requirements, the data basis for geological model developments, and the outline of a safety and demonstration concept, was already published in February 2016. The main achievements of R&D project KOSINA are the development of four different disposal options, two per each generic geological model (flat-bedded salt, salt pillow) based on thermo-mechanical calculations. This includes the implementation of a safety concept that provides containment of the radioactive materials with regard to the technical designs of waste packages, transport and emplacement technologies, as well as backfilling and sealing concepts. Furthermore, the integrity of the geological barriers could be demonstrated for all four disposal options, and the long-term predictions showed no radiological releases during the demonstration period of one million years.

Das Projekt CREATIEF hat die Chancen und Risiken der Option Endlagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe in Tiefen Bohrlöchern (3000 m bis 5000 m) in technischer und sicherheitstechnischer Hinsicht vertieft untersucht. Dabei wurden insbesondere die bisher getroffenen Annahmen und Randbedingungen in aktuellen Studien und Forschungsvorhaben im Ausland und Inland analysiert und bewertet. Mögliche Defizite wurden identifiziert. Dabei wurde vor allem untersucht, in wieweit die aktuellen Studien im Sinne einer soliden technisch-wissenschaftlichen Prüfung zur Bewertung der technischen und insbesondere sicherheitstechnischen Machbarkeit belastbar sind. Für identifizierte mögliche Schwachstellen bei den Annahmen und Randbedingungen sowie im technischen Konzept wurden - soweit möglich - Verbesserungen und Lösungsansätze entwickelt. Dazu wurde eine SWOT-Analyse angefertigt.

Im Rahmen des Projektes erfolgte eine Aktualisierung und Weiterentwicklung des Safeguardskonzeptes für die Endlagerung ausgedienter Kernbrennstoffe für die Wirts-gesteine Salz, Tonstein und Hartgestein auf Basis der Arbeitsergebnisse aus dem deutschen Safeguards-Unterstützungsprogramms für die IAEA und den internationalen Arbeiten zum Thema Safeguards bei der Endlagerung. Weiterhin wurden die zu erwartenden Auswirkungen der aktuellen Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle nach Rückholbarkeit und Bergbarkeit untersucht.

Im Rahmen dieses Vorhabens werden drei unterschiedliche Konzepte zur Herstellung der langzeitsicheren Einschlusswirksamkeit eines Endlagersystems im Kristallingestein verfolgt. Diese drei Konzepte wurden im FuE Vorhaben CHRISTA /Jobmann 2016a/ als diejenigen identifiziert, die in Bezug auf das realistische Vorkommen der zugrunde gelegten geologischen Formationen in Deutschland und der Nachweisbarkeit der Langzeitsicherheit als erfolgversprechend gelten können. Dabei ist die Ausweisung eines einschlusswirksamen Gebirgsbereichs nach Standortauswahlgesetzt /StandAG 2017/ nicht zwingend. Ein Endlagerkonzept darf sich auch in der Hauptsache auf technische oder geotechnische Barrieren stützen.

Ziel dieses Vorhabens ist die Entwicklung technischer Konzepte für Endlager für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente im Kristallingestein in Deutschland. Die Arbeiten für eine solche Art der Endlagerung stehen in Deutschland noch am Anfang. Gegenwärtig existiert noch kein entsprechendes Sicherheitskonzept, dass es erlaubt, für die Nachverschlussphase eines Endlagers aus Zielsetzungen der Langzeitsicherheit planerische Festlegungen und schließlich technische Maßnahmen abzuleiten. Die Entwicklung eines Endlagerkonzepts ist ein iterativer Prozess zwischen Endlagerkonzeptentwicklung und Sicherheitskonzeptentwicklung. Das hier vorgestellte Vorhaben ist Teil dieses Prozesses und gehört zum Bereich der Endlagerkonzeptentwicklung.

Die Differenzbetrachtung der probabilistischen Sicherheitsanalysen aus dem Jahr 1994 gegenüber 2013 zeigt auf, das die Herangehensweise von 1994 auch heute noch Basis einer modernen PSA ist. Im Laufe der Jahre wurden die angewandten Methoden verfeinert und es waren zusätzliche Ereignisse zu berücksichtigen. Die Durchführung einer PSA der Stufe 2, wie sie für Kernkraftwerke angewendet wird, erlaubt es, mit Hilfe von Ereignisbäumen, wenn erforderlich, z. B. die Menge des aufgrund eines unerwünschten Ereignisses freigesetzten radioaktiven Materials zu ermitteln und deren Auswirkungen zu bewerten. Die Mehrzahl der in der PSA für Kernkraftwerke verwendeten Methoden kann unter Berücksichtigung der Unterschiede zwischen den Betriebsarten und -prozessen zwischen Kernkraftwerken und Schachtförderanlagen übertragen werden. Ein deterministischer Ansatz zur Störfallanalyse mit dem Ziel, die Betriebssicherheit während der Auslegung einer Schachtförderanlage zu bewerten, ist angebracht. Hinsichtlich der internationalen Entwicklung bei den Sicherheitsanalysen zur Schachttransporttechnik ist festzuhalten, dass ein allgemein gültiger akzeptierter Ansatz zur Betriebssicherheitsbewertung noch nicht vorliegt. Eine Betrachtung der möglichen Maßnahmen zur Restrisikominimierung erbrachte verschiedene Ansätze, wie z. B. verkürzte Wartungsintervalle zur Erhöhung der Zuverlässigkeit der Schachtförderanlagen und Einsatz von z. B. Stoßdämpfungssystemen zur Beherrschung der Auswirkungen eines Gebindeabsturzes in den Schacht. 
Die zusätzlich untersuchte Einlagerung von TLB in verschiedenen Wirtsgesteinen bei einer Grenzauslegungstemperatur von 100 °C zeigte die Erfordernis auf zu prüfen, welche Temperatur an der Außenhülle der TLB für die einzelnen Wirtsgesteine Ton, Granit und Salz tatsächlich zulässig sind.

Im Rahmen des Projektes ANSICHT wurde unter Berücksichtigung der gesetzlichen Anforderungen ein Entwurf für die Methodik eines Sicherheitsnachweises für ein Endlager für hoch-radioaktive Abfälle im Tongestein in Deutschland erarbeitet. Die Methode besteht in der Verknüpfung von gesetzlichen und geologischen Rahmenbedingungen mit der Entwicklung eines Endlagerkonzeptes, insbesondere eines Einlagerungs- und Verschlusskonzeptes und eines darauf basierenden Nachweises der geologischen und geotechnischen Barrierenintegrität. Eine komplette Systembeschreibung im Rahmen eines FEP-Kataloges und der daraus abgeleiteten Szenarienentwicklung, die eine Beschreibung von erwarteten und alternativen Endlagerentwicklungen beinhaltet, bildet die Grundlage der Methode. Mit diesem Projekt wurde die Möglichkeit geschaffen, anhand eines systematischen Prozesses die Sicherheit eines Standortes nachweislich aufzuzeigen. Dieser strukturierte Prozess kann als Grundlage genommen werden, um die Nachweisführung transparent und damit nachvollziehbar zu machen.

Das Projekt ANSICHT wurde von der Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe (BGR), Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH und die DBE TECHNOLOGY GmbH durchgeführt.

• 01_ANSICHT_Projekt-Synthesebericht.pdf
  

In 2001, the topic of radioactive waste disposal was integrated into the agreement between the former Russian Ministry of Atomic Energy (Minatom, now Rosatom) and the German Ministry of Labour (BMWA), now Ministry of Economic Affairs and Energy (BMWi), on coop-eration regarding R&D on the peaceful utilization of nuclear power (agreement on “Wissen-schaftlich-Technische Zusammenarbeit” WTZ). Based on the WTZ agreement, a compre-hensive and versatile cooperation has been implemented in the past 13 years. Joint R&D activities regarding radioactive waste disposal in claystones based on site investigation activ-ities in the Leningrad region were agreed as permanent part of this cooperation in 2011. The final report describes the geological situation, the current geoscientific data base at the "Radon site" in the Leningrad region, the repository concept and a conceptual approach of a complete sealing system. The developed sealing concept consists of disposal drift seals, access drift seals, shaft seals and a ramp seal. Furthermore, it presents the methodology that is used in Germany in order to demonstrate the integrity of sealing elements in repositories and it provides and exemplary demonstration of the integrity of the proposed ramp sealing element. Finally, it presents and applies the modelling framework existing in Germany to simulate the radionuclide release from the repository to the biosphere using deterministic and probabilistic methods.

Salt formations have been the preferred option as host rocks for the disposal of high level radioactive waste in Germany for more than 40 years. The behavior of an HLW repository in salt formations, particularly in salt domes, has been analyzed in terms of assessment of the total system performance. This was first carried out for concepts of generic waste repositories in salt and, since 1998, for a repository concept with specific boundary conditions, taking the geology of the Gorleben salt dome as an example. Suitable repository concepts and designs were developed, the technical feasibility has been proven and operational and long-term safety evaluated. Numerical modelling is an important input into the development of a comprehensive safety case for a waste repository. An integrated approach has been used in which the repository concept and relevant scientific and engineering data are combined with the results from iterative safety assessments to increase the clarity and the traceability of the evaluation. In the course of the R&D project ISIBEL a safety concept has been developed basing on the safe containment of radioactive waste in a specific part of the host rock formation (containment providing rock zone), the geotechnical barriers and the compacted backfill. This concept takes full credit of the favorable properties of salt formations. The future evolution of the repository system will be analyzed using a catalogue of Features, Events and Processes (FEP), scenario development and numerical analysis, all of which are adapted to suit the safety concept. Key elements of the safety demonstration are the integrity proofs for the geological and geotechnical barriers and analysis of backfill compaction. In addition, any possible radionuclide release from the repository to the environment has also to be assessed. Complementary studies included studies on potential contributions of natural and anthropogenic analogs to confidence building as well as the feasibility and limits of deriving a repository concept strictly from requirements. The safety and demonstration concept developed in the course of the ISIBEL project was further evolved and applied in the course of the R&D project "Vorläufige Sicherheitsanalyse Gorleben – VSG" as an example for an HLW repository in a domal salt structure. The repository concepts also consider the requirement for retrievability of stored waste during the operational phase of the repository. The results of the R&D project VSG provide evidence that a safe HLW repository within a salt dome of a suitable geologic structure is feasible. The long-term safety can be ensured using state-of-the-art science and technology.

Im Projekt CHRISTA wurde untersucht, ob sich das in den aktuellen Sicherheitsanforderungen geforderte Konzept der Endlagerung in einer tiefen geologischen Formation mit hohem Einschlussvermögen, das auf Salz- und Tonformationen abgestellt ist, auch auf Kristallingestein übertragen lässt. Darüber hinaus wurde untersucht, in wie weit sich das in Schweden und Finnland bereits für konkrete Standorte bis zur Genehmigungsreife entwickelte Konzept zur Endlagerung in skandinavischen Kristallingesteinen auf die deutschen Verhältnisse übertragen werden kann. Es wird als KBS-3-Konzept bezeichnet und beruht vorrangig auf der Einschlusswirksamkeit von Behältern mit einem Kupfermantel. Als Ergebnis kann festgehalten werden, dass, möchte man Kristallingesteine als Option bei der Auswahl eines Endlagerstandortes berücksichtigen und gleichzeitig an den Grundzügen des den deutschen Sicherheitsanforderungen zugrunde gelegten ewG-Konzepts festhalten, ergeben sich zwei eignungshöffige Optionen: Man findet eine durch Schichten mit hohem Einschlussvermögen überdeckte Kristallinformation (Typ „überlagernder ewG“) oder man findet innerhalb einer Kristallinformation mehrere kleinere Bereiche mit einem hohen Einschlussvermögen (Typ „multipler ewG“). Die in den Sicherheitsanforderungen genannten Integritätskriterien lassen sich prinzipiell auch für die beiden genannten ewG-Typen anwenden. Für eine Bewertung, welche der prinzipiell möglichen Optionen in Deutschland in Frage kommen, fehlen z.T. die dafür notwendigen Informationen zu den geologischen Verhältnissen. Im Vorhaben CHRISTA wurden daher vorhandene Erkundungsdaten und einsetzbare Erkundungsmethoden zusammengestellt. Bezüglich der Übertragbarkeit des schwedisch/finnischen KBS-3-Konzeptes wurde festgestellt, dass eine direkte Übertragung auf deutsche Verhältnisse ohne weitere Anpassungen nicht möglich ist.

The results of this project provide a condensed overview of the manifold site-specific safety investigations regarding HLW disposal in crystalline host rocks. The investigations were performed by BGR, GRS, and DBE TECHNOLOGY GmbH in the past years in close cooperation with VNIPI PT and other Russian organizations involved in the investigation of the Yeniseysky site near Zheleznogorsk in the Krasnoyarsk region. The investigations focused mainly on major long-term safety aspects of HLW disposal in crystalline rocks, in particular on the performance of the geologic and engineered barrier system. It was not intended to perform a comprehensive preliminary safety analysis; however, these investigations address a wide range of issues that need to be considered in a safety analysis, and the results can be used as guidance for necessary future investigations.

The project aimed at increasing knowledge about the material behaviour of compacted crushed salt at very low porosities. The thin section analyses showed that the higher the compaction of a sample the more are the remaining pathways located at the boundaries of larger grains. The addition of 1.2% salt solution during compaction obviously had the effect that the small grains in the fine grained section “bonded’’ leading to new crystalline structures. Permeation after dry compaction indicates that leaching took place during permeation, which led to the formation of a “vessel system” that could be permeated. With regard to the real situation in a repository, this could indicate that the occurrence of an early brine pressure in the crushed salt could lead to the formation of an unwanted system of larger pores. To test their suitability for modeling the compaction of granular rock salt the DEM was used as an exploratory analysis. Two different computer codes have been used for this analysis, the PFC3D and the 3DEC code. Finally, it has to be stated that both codes need significant improvements prior to an application to simulate compaction processes at very low porosities. A computer tomographic analysis has been applied to different samples revealing that the pore space must be considered as isotropic in its connectivity. By applying an approach, which combines local porosity theory and percolation theory, to reconstructed pore structures, gives an idea of the critical porosity (percolation threshold). It can be stated that for porosities exceeding 5% a fully connected and thus percolating pore network must be taken into consideration. For porosities of 1% or less the pore network can be assumed as hardly or even not connected.

The excavation damaged zone (EDZ) is a region where micro structural damage occurs- mainly through micro fractures- which increases the permeability of the initially tight rock salt and thus compromises the sealing function of the geotechnical barrier. It is expected that the permeability decreases due to sealing/ healing processes. However, these processes cannot be quantified, neither in terms of speed nor in terms of their impact on permeability. Hence, the improvement of the excavation damaged zone by grouting is mandatory to meet the requirement of the sealing function. The content of the project is thus directly linked to the first phase of the project VerA with the aim to simulate the damage processes and associated increased permeability in the EDZ using numerical models. Discontinuum models were used that are based on the microstructure of rock salt and can simulate the mechanical and hydraulic processes taking place at grain scale. In the current phase, the discontinuum models should be improved in terms of accuracy. More generally, the aim is to improve the mechanical behaviour of the discontinuum model, to generate realistic fracture networks occurring in the EDZ, and to upscale the information gained from discontinuum modelling. Combined acoustic emission and uniaxial compression tests were carried out to break down the macroscopic behaviour micromechanically and to provide a basis for parameter calibration. This way, the relevant deformation and fracture processes could be simulated and realistic fracture networks could be generated at least in a small area of the drift contour. Additionally, the hydraulic conductivity tensor of the fracture systems that have already been generated was investigated by simulating the flow under different hydraulic head directions. For the first time, this allows the specification of directional dependant (anisotropic) permeability values that can be used as input parameters for large-scale modelling. A further part of the study is about the long-term stability of liquid silica improved rock salt. It could be shown that in saline environment, the silicate is insoluble in saturated brines, transforms over time into stable crystalline SiO2-phases and forms stable MOC-phases in the presence of Mg2+. Laboratory results to verify the suitability of silicate to act as a chemical barrier against repository-relevant elements show that amorphous silicate may act as a chemical barrier for specific elements in the saline environment.

In dem Projekt ASteRix wurde untersucht, welche Auswirkungen die „Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle“ vom September 2010 auf Endlagerkonzepte haben. Zunächst wurde in einer rechtlichen Bewertung festgestellt, dass durch den bindenden Charakter dieser Sicherheitsanforderungen für den Antragsteller (derzeit BfS) diese auch eine Genehmigungsvoraussetzung darstellen, weil sie als eine Art konkretisierende Verwaltungsvorschrift detailliertere Anforderungen zur Erteilung einer Planfeststellung gemäß AtG darstellen. Für die drei in Deutschland in Betracht kommenden Wirtsgesteine – Salzgestein, Tongestein und Kristallingestein - wurden Anforderungen zur Gewährleistung der Rückholbarkeit hergeleitet. Wirtsgesteinsspezifische Anforderungen ergeben sich besonders für die bergbaulichen Maßnahmen zur Durchführung der Rückholung. Anhand einer Überprüfung bekannter Endlagerkonzepte hinsichtlich Rückholung wurde grundsätzlich festgestellt, dass das Einlagerungskonzept der Streckenlagerung in Salz ohne wesentliche Veränderungen beibehalten werden kann (Ansatz: Reminingkonzept). Eine ähnliche Einschätzung wurde auch für das Konzept der Einlagerung von Transport- und Lagerbehältern (TLB) abgeleitet. Bei der Bohrlochlagerung kann eine Rückholbarkeit durch eine Reihe von technischen Anpassungen im Einlagerungskonzept (Verrohrung, angepasste Kokille) erreicht werden. Für ein Endlager im Tongestein ist ein Ausbau der Grubenräume zur Gewährleistung einer Rückholbarkeit unvermeidlich. Wechselwirkungen zwischen Ausbau und Wiederaufwältigung der Strecken sind noch näher zu untersuchen. Eine Rückholung aus einem Endlager im Granitgestein ist auf Grund der günstigen gebirgsmechanischen Eigenschaften grundsätzlich möglich.

Mit dem Projekt VIRTUS soll den an Endlagerprojekten in Deutschland beteiligten Institutionen ein leistungsstarkes Instrument zur Planung und Prüfung von Endlagerkonfigurationen in Steinsalzformationen bereitgestellt werden. Zu diesem Zweck bietet das Programmpaket innovative Werkzeuge zur Simulation, Visualisierung und wissenschaftlichen Bewertung der komplexen, untereinander gekoppelten Prozessabläufe in einem Untertagelabor bzw. Endlager. Die Erfassung und Auswertung der aus 30 Jahren Endlagerforschung vorhandenen Primärliteratur und die darauf aufbauende Entwicklung einer konsolidierten Datenbasis für numerische Simulationen waren ein weiteres Projektziel. Ein funktionsfähiger Prototyp der Softwareplattform mit den erforderlichen Funktionalitäten zum Import und Export von Modellen und Simulationsergebnissen, zur Aufbereitung von Modellen, zur Generierung und Editierung von Grubengebäuden sowie zur Visualisierung steht zur Verfügung. Die THM-Datenbankstruktur wurde entwickelt und implementiert und die Literaturauswertung für Salzgesteine und EBS-Materialien durchgeführt. Ein virtueller Standort mit einer für die Projektzwecke hinreichenden Komplexität wurde entwickelt und für die weiteren Projektarbeiten genutzt. Geometrische Modelle für drei prototypische Experimente wurden mit Hilfe von VIRTUS erstellt und an die Programme zur Durchführung der Modellrechnungen exportiert. Die Simulationsergebnisse wurden von VIRTUS importiert und dargestellt. Die Projektziele der Schaffung des virtuellen Untertagelabors in Form der VIRTUS-Software, der Bereitstellung der notwendigen thermisch-hydraulisch-mechanischen Parameterdaten sowie der Durchführung prototypischer Simulationen zur Demonstration der Leistungsfähigkeit von VIRTUS wurden damit erreicht.

The safety and demonstration concept developed in the course of the ISIBEL project was further evolved and applied in the course of the R&D project "Vorläufige Sicherheitsanalyse Gorleben – VSG" (preliminary safety analysis Gorleben) as an example for an HLW repository in a domal salt structure. The repository concepts also consider the requirement for retrievability of stored waste during the operational phase of the repository. The results of the R&D project VSG provide evidence that a safe HLW repository within a salt dome of a suitable geologic structure is feasible. The long-term safety can be ensured using state-of-the-art science and technology. In 2010, the Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU) issued new safety requirements for the disposal of heat-generating radioactive waste. These requirements have been included in the analysis. The results of the KOMTESSA project show the depth of the geological and technical knowledge on final disposal of HLW in a salt dome with a suitable geologic structure and demonstrate that the tools required for safety evaluations are available and allow reliable safety assessments of HLW repositories in salt formations.

Zielsetzung des Vorhabens war es, den Graphit/Kohlestein aus den Hochtemperaturreaktoren und der Forschungsreaktoren, der in Deutschland zu entsorgen ist, Mengen- und Aktivitätsmäßig zu erfassen und unter Berücksichtigung der rechtlichen Rahmenbedingungen zur Zwischenlagerung, zum Transport und zur Endlagerung ein geeignetes Konditionierungs- und Verpackungskonzept zu erstellen. Für den Graphit/Kohlestein aus dem THTR 300 und den Forschungsreaktoren sowie den im Porenleichtbeton eingebundenen Kernbrennstoff und Graphitstaub aus dem AVR wurde ein Entsorgungskonzept im Hinblick auf eine Einlagerung in das Endlager Konrad erstellt. Für den Graphit/Kohlestein des AVR soll aufgrund des hohen Aktivitätsinventars an C-14 dieser radioaktiven Abfälle die Entsorgung in einem zukünftigen Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle erfolgen.

In diesem Projekt wurde untersucht, ob und in welchem Ausmaß durch die Abtrennung langlebiger Radionuklide (vor allem der Aktiniden) aus den abgebrannten Brennelementen deutscher Leichtwasserreaktoren und deren anschließende Transmutation in kurzlebigere Radionuklide die langzeitig von einem Endlager ausgehenden Auswirkungen reduziert werden können. Dabei wurde von dem Beschluss der Bundesregierung ausgegangen, aus der Nutzung der Kernenergie auszusteigen, wodurch die Inventare die endzulagernden radioaktiven Abfälle begrenzt werden. Außerdem wurde davon ausgegangen, dass die bereits vorhandenen hochaktiven Abfälle aus der Wiederaufarbeitung nicht von P&T betroffen sind. Unter Verwendung von Ergebnissen aus der kürzlich abgeschlossenen Vorläufigen Sicherheitsanalyse Gorleben (VSG) wurden Inventardaten und Endlagerkonzepte für den Fall ohne P&T für Endlager im Salinar zusammengestellt. Aus diesen Unterlagen wurden die zu erwartenden Änderungen bezüglich der Inventare und Endlagerkonzepte unter Annahme von P&T abgeleitet. Für Endlagersysteme im Tongestein wurden analoge Überlegungen angestellt. Für ein Endlager mit wärmeentwickelnden Abfällen in Deutschland sind die Auswirkungen durch P&T nicht gravierend. Die benötigte Endlagerfläche zum Beispiel wird bestenfalls halbiert. Dies liegt im Wesentlichen an den bereits vorhandenen hochaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung. Außerdem wird durch den Abbau der bei P&T benötigten Anlagen und durch die Produktionsabfälle zusätzlicher vernachlässigbar wärmeentwickelnder Abfall erzeugt, der in einem zusätzlichen Endlager gelagert werden muss. Da auch die für die Langzeitsicherheit relevanten Spaltprodukte (zum Beispiel Iod) von P&T nicht beeinflusst werden, kommen die Autoren zu dem Schluss, dass P&T für die Langzeitsicherheit von Endlagern – bezogen auf die in Deutschland zu entsorgenden radioaktiven Abfälle – wenig relevant ist. Der alleinige Vergleich der Radiotoxizität der radioaktiven Abfälle in Deutschland (ohne und mit P&T) ist für die Beurteilung der Langzeitsicherheit nicht ausreichend.

Within the project, a structured approach – the “Monitoring Workflow” – was elaborated in order to provide a generic methodology for the development and implementation of a monitoring programme that takes into account specific national boundary conditions. The workflow allows the linking of high-level monitoring objectives to the detailed selection of monitoring technologies and sensor placements. The specific objective was to propose and evaluate a parameter evaluation and feasibility screening scheme that allows the design of a (practical) monitoring plan that links monitoring objectives with the specific features and needs of a particular disposal concept and the corresponding safety case. For generic repository concepts in salt (Germany), clay, and granite host rock, monitoring plans were therefore developed. The idea behind this was to describe how a monitoring system could look like based on current technology and to identify possibilities and limitations of repository monitoring. Additionally, a case study was performed to provide an analytical and practical evaluation of the feasibility to detect possible alternative repository evolutions by means of a monitoring system in facilities for the deep geological disposal of radioactive waste. An assessment of the technical feasibility was performed to get an idea of how monitoring systems should be designed in practice, how to evaluate the possibility to detect failures of sensors in case access to the sensors is no longer possible, and how to discuss the possibility to detect whether the repository evolution is as predicted, i.e. is in line with the “reference evolution scenario”, or whether a different route is followed, i.e. an “alternative evolution scenario”.

Es wurden die seit 1994 geplanten und realisierten Schachtverschlüsse im Salinar bezüglich ihrer Übertragbarkeit auf ein HAW Endlager ausgewertet. Weiterhin wurden die internationalen Aktivitäten zur Entwicklung und Konzeption von Schachtverschlüssen recherchiert und sowohl deren technischer Stand, als auch die mögliche Übertragbarkeit für ein HAW Endlager in Deutschland ausgewertet. Die Methodik zur Anwendung des Nachweiskonzeptes der Teilsicherheitsbeiwerte wurde im Überblick dargestellt. Die Anwendung des Konzeptes an einem geotechnischen Verschlussbauwerk ist grundsätzlich möglich. Anhand des beispielhaft gewählten Schachtverschlusskonzeptes der vorläufigen Sicherheitsanalyse Gorleben (VSG) wurden zwei Einzelnachweise zur Erläuterung der Methodik geführt. Damit ist eine Einführung geschaffen, die eine spätere Nachweisführung der noch zu planenden Großversuche auf der Basis anerkannter Verfahren ermöglicht. Grundlage für eine Nachweisführung sowie für eine Auslegung des Dichtsystems sind lokationsspezifische Randbedingungen. Diese wurden gemäß aktuellem Kenntnisstand zusammengetragen und erläutert. Es wurde beschrieben, welche allgemeinen und speziellen Anforderungen an die Konzeption von Schachtverschlussbauwerken speziell an Salz und Tonsteinstandorten derzeit bestehen. Die Anforderungen leiten sich im Wesentlichen ab aus den übergeordneten Sicherheitsanforderungen (BMU 2010) und den Anforderungen gemäß bereits vorliegender Sicherheits und Nachweiskonzepte aus den Vorhaben ISIBEL, VSG und ANSICHT. Alle Anforderungen wurden überblickhaft zusammengefasst. Abschließend wurden derzeit bestehende Kenntnisdefizite aufgezeigt.

Buffer investigations: The thermal conductivity of bentonite was investigated in the laboratory by preparing samples of bentonite with different admixtures. It could be demonstrated that the admixtures used are able to increase the thermal conductivity of a buffer material in case there is a need for a better heat dissipation in the disposal concept. EDZ investigations: Opalinus clay samples were artificially damaged in order to analyse the permeability evolution during fissure closing. A continuous decrease in permeability was determined during increase in confining pressure, and a mathematical expression was identified in terms of a potential function. In parallel to this, a permeability-effective porosity relationship for the Opalinus clay was developed based on the theory of fractals, which allows the description of rock mass properties using fractal dimensions. This relationship links the geometric pore size parameters, the fractal dimension, and the permeability of a material. Host rock investigations: A temperature increase due to radioactive waste disposal would generally accelerate metamorphic processes. As an example, the most reactive process, i.e., the illitisation of smectites upon temperature increase has been investigated. It was found that the influence on illitisation reactions is negligible since the temperature and particularly the time span of higher temperatures is too small. With regard to organic compounds in the clay host rock, the extent to which the heat released by the waste canisters artificially accelerates maturing and, thus, oil formation has been investigated. The results show that the increase in maturing would be far below measurable limits and needs not be considered in a safety analysis. Quantifiable conclusions about the retention properties of claystones at increased temperatures are drawn from experimentally determined values about the sorption behaviour of elements or radionuclides. The analysis of the heater test at the Meuse/Haute-Marne URL was aimed at identifying physical rock parameters. The anisotropic thermal and hydraulic parameters obtained are in good agreement with the results of laboratory and in-situ measurements. The new implemented constitutive law allowed a suitable description of the permeability evolution in direct vicinity of the heater boreholes.

Im Rahmen dieses Projekte wurde eine umfassende, vorläufige Sicherheitsanalyse für ein Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle auf Basis der Kenntnisse an einem konkreten Standort vorgenommen, wobei die konzeptionellen Einzeluntersuchungen prototypischen Charakter für zukünftige Sicherheitsanalysen (u. a. im Rahmen eines Standortauswahlverfahrens) haben. In dem Synthesebericht ist eine Zusammenfassung der im Vorhaben VSG erzielten Ergebnisse beschrieben. Dies betrifft die angewendete Vorgehensweise zur Durchführung einer Sicherheitsanalyse, das entwickelte Sicherheits- und Nachweiskonzept und seine konkrete Umsetzung innerhalb des Vorhabens, die aus den Einzelergebnissen abgeleitete Darstellung des Einschlussvermögens der konzipierten Endlagersysteme gegenüber aus den radioaktiven Abfällen stammenden Radionukliden unter Berücksichtigung der vorhandenen Ungewissheiten, Empfehlungen für zukünftige Sicherheitsanalysen, die sich aus Erfahrungen im Zuge der Bearbeitung des Vorhabens ableiten ließen, insbesondere zum Forschungs- und Entwicklungsbedarf sowie Überlegungen, welche methodischen und technisch-konzeptionellen Elemente, die innerhalb des Vorhabens entwickelt wurden, bei Sicherheitsuntersuchungen im Rahmen eines zukünftigen Standortauswahlverfahrens verwendet werden können.

Das Vorhaben VSG ist in 14 Arbeitspakete (AP) gegliedert, die diesen Ebenen zugeordnet sind:

Ebene 1: Grundlagen

• AP 2: Geowissenschaftliche Standortbeschreibung und Langzeitprognose
• AP 3: Abfallspezifikation und -mengengerüst
• AP 4: Sicherheits- und Nachweiskonzept

Ebene 2: Endlagerplanung und -auslegung

• AP 5: Entwicklung initialer Endlagerkonzepte
• AP 6: Endlagerauslegung und -optimierung
• AP12: Einschätzungen zur Betriebssicherheit

Ebene 3: Systemanalyse

• AP 7: FEP-Katalog
• AP 8: Szenarienentwicklung
• AP 9: Integritätsanalysen
• AP 10: Radiologische Konsequenzenanalyse
• AP 11: Bewertung Human Intrusion

Ebene 4: Synthese und Empfehlungen

• AP 13: Zusammenfassung und Bewertung der Ergebnisse (Synthese i. e. S.)
• AP 14: Empfehlungen

Alle Berichte dieser Arbeitspakete sind in der Webseite der GRS zu finden: Vorläufige Sicherheitsanalyse Gorleben (VSG) | GRS gGmbH (externer Link)

Die Auflockerungszone bezeichnet einen Bereich der Streckenkontur, indem das interkristalline Mikrogefüge des Steinsalzes aufgrund von Mikrorissen geschädigt ist und die Permeabilität des ursprünglich dichten Steinsalzes erhöht ist. Zwar ist zu erwarten, dass die Permeabilität aufgrund von Verheilungsprozessen langfristig abnimmt, jedoch lassen sich diese Prozesse weder hinsichtlich der Geschwindigkeit noch ihrer Auswirkungen auf die Permeabilität belastbar quantifizieren. Daher ist eine qualitätsgesicherte Vergütung der Auflockerungszone durch Injektionen zwingend erforderlich, um den Anforderungen an die Abdichtung nachweislich zu genügen. Inhaltlich lag der Schwerpunkt dieser Arbeit in der numerischen Abbildung der in der Auflockerungszone herrschenden Schädigungsprozesse sowie der damit verbundenen Permeabilitätserhöhung. Die Untersuchungen wurden durch mineralogische Analysen ergänzt, um das Injektionsmittel und die Reaktionsprodukte unter dem Gesichtspunkt der Langzeitsicherheit bewerten zu können. Des Weiteren fanden in-situ-Injektionen an einem geeigneten Standort im Salinar statt, um die Ausbreitung des ausgehärteten Injektionsmittels zu untersuchen. Die numerischen Arbeiten umfassten die Modellbildung und Entwicklung eines Programmpaketes, um eine spannungsabhängige Schädigungsentwicklung im Steinsalz mit der Diskreten-Element-Methode zu simulieren. Auch wenn hinsichtlich der Modellierungstiefe Einschnitte vorgenommen werden mussten und somit der Injektionsprozess bisher nicht verwirklicht wurde, stellt der entwickelte Ansatz für weiterführende Entwicklungsbemühungen eine sehr gute Voraussetzung und Grundlage für die Simulation eines Injektionsprozesses im Steinsalz dar. Chemische-mineralogische Analysen zeigen, dass eine Injektion von Wasserglas in der Auflockerungszone zu einem Produkt führt, welches auch in Gegenwart technischer und salinarer Lösungen als stabil zu bewerten ist und langzeitstabile Phasen bildet. Eine Permeabilitätsverringerung um mehrere Größenordnungen wurde erzielt, was auf eine signifikante Abdichtwirkung im oberflächennahen Risssystem der Auflockerungszone hindeutet.

Gegenstand des Berichtes war die Recherche des internationalen Standes von Wissenschaft und Technik zur Planung, zur Errichtung und zum Betrieb von Endlagern für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle, insbesondere in den geologischen Formationen Salz, Tonstein und Magmatit zu recherchieren und unter Berücksichtigung der dazu durchgeführten F&E-Arbeiten in einem Kompendium zusammenzustellen. Dieses beinhaltete die in Deutschland über mehrere Jahrzehnte gezielt entwickelten Konzepte und technischen Komponenten für ein Endlager in Salz inklusive der dabei weltweit einmaligen F&E-Ergebnisse sowie die im europäischen Ausland entwickelten Endlagerkonzepte für Wirtsgesteine wie Granit und Tonstein. Es wurde festgestellt, dass international Konsens besteht hinsichtlich der Endlagerung von hochradioaktiven wärmeentwickelnden Abfällen in tiefen geologischen Formationen. Diese bieten das erforderliche langfristige Isolationspotenzial. International geltende Sicherheitsstandards und -prinzipien und nationale Regelwerke bilden dabei den regulatorischen Rahmen für Planung, Bau, Betrieb und Verschluss von Endlagern. Die Suche nach und die Auswahl von dafür geeigneten Standorten erfolgt nach länderspezifischen Gesichtspunkten. Dabei spielen sowohl die jeweils verfügbare Wirtsgesteinsformation als auch Art und Menge der Abfälle und politisch-gesellschaftliche Aspekte eine Rolle. Endgültige Standortentscheidungen sind z. B. in Finnland und Schweden bereits getroffen worden. Die technischen Endlagerkonzepte werden unter Berücksichtigung der lokalen Standortbedingungen sowie der Art und Menge der radioaktiven Abfälle entworfen. Die vorliegende Studie zeigt, dass für jede der in Betracht gezogenen Wirtsgesteine (Kristallin, Ton und Salz) passende Endlagerkonzepte entwickelt und beschrieben wurden.

Zusammenfassung: Im Rahmen des Vorhabens wurde der aktuelle Stand der Lagerung bzw. Behandlung der Forschungsreaktor-Brennelemente recherchiert und zusammengestellt. Darauf aufbauend wurde ein Lösungsansatz für deren künftige Behandlung/Lagerung entwickelt. Es wurde das Abfallmengengerüst der Brennelemente aus deutschen Forschungsreaktoren, die für eine Endlagerung in Deutschland zu berücksichtigen sind, ermittelt. Dazu zählen die Brennelemente aus den beiden Hochtemperaturreaktoren AVR und THTR 300, die nicht wiederaufgearbeiteten Brennstäbe des KNK II sowie des Nuklearschiffs Otto-Hahn, die Brennelemente des RFR und des FRM II sowie die ab 2019 anfallenden Brennelemente des BER II und des FRMZ. Diese Brennelemente/Brennstäbe wurden beschrieben und charakterisiert, vor allem im Hinblick auf ihre endlagerrelevanten Eigenschaften. Da es bislang keine zugelassenen Endlagerbehälter für diese Brennelemente/Brennstäbe gibt, erfolgte eine Beschreibung der als geeignet erscheinenden Behälter. Es wurden die Gesamtaktivitäten, Volumina und Massen der Abfallgebinde ermittelt. Darüber hinaus erfolgte für die Transport- und Lagerbehälter die Beurteilung der Notwendigkeit von Anpassungsmaßnahmen für die Endlagerung. Es wurde ein technisches Konzept für die Entsorgung dieser Brennelemente/Brennstäbe erstellt. In diesem Zusammenhang erfolgte die Integration der FR-BE in bestehende Endlagerkonzeptionen für Brennelemente/Brennstäbe aus deutschen Leistungsreaktoren und für Wiederaufarbeitungs-Abfälle für die Wirtsgesteine Salz und Ton. Zusammenfassend zeigte sich, dass eine Integration der Brennelemente/Brennstäbe aus Forschungsreaktoren in existierende Endlagerkonzepte in Deutschland ohne größere Veränderungen möglich ist.

Die während der Phase 1 des Projektes ISIBEL begonnen Arbeiten zum Sicherheits- und Sicherheitsnachweiskonzept für HAW-Endlagern in Salzgesteinen wurden während der Phase II fortgeführt und vertieft. Für den ISIBEL-FEP-Katalog wurden ein umfassendes nationales Peer Review durch 4 Forschungsinstitutionen (TU Clausthal, FZK-INE, FZJ und Pangeo Hannover) durchgeführt, die Ergebnisse diskutiert und der FEP-Katalog revidiert. Weiterhin wurden der Nachweis und des Bewertung des Isolationszustandes "Sicherer Einschluss", die Methodik zur Ableitung von Referenzszenarien sowie zum Umgang mit Ungewissheiten diskutiert und beschrieben.

Zusammenfassung: Ziel des F&E-Vorhabens ERATO war es, Grundlagen für ein HAW-Endlager im Tonstein in Deutschland zu erarbeiten und ein Referenzendlagerkonzept zu planen. Art und Menge der wärmeentwickelnden hochradioaktiven Abfälle und ausgedienten Brennelemente wurden aus dem F&E-Vorhabens ISIBEL übernommen. Als mögliche Standortregion für das generische Endlager wurde eine Unterkreidetonformation im Niedersächsischen Becken gewählt, die die Errichtung des HAW-Endlagers in einer vergleichsweise geringen Teufe von etwa 350 m ermöglicht; wodurch sich Vorteile ergeben im Hinblick auf das Abteufen der Schächte und geringere Anforderungen an den notwendigen Ausbau der Grubenbaue. Im Gegensatz zur Einlagerung in einer Salzformation ist vorgesehen, die Endlagerbehälter mit einer Barriere aus Bentonitformteilen zu ummanteln, um mögliche Lösungszutritte zu den Behältern zu verzögern und umgekehrt einen Rückhalteeffekt für in Lösung gegangene Radionuklide zu gewährleisten. Zur Verbesserung der Wärmeableitung ins Gebirge wird bei den Endlagerbehältern für ausgediente Brennelemente zusätzlich eine wärmeverteilende Sandschicht (heat spreader) zwischen Behälter und Ummantelung vorgesehen. Das der Planung zugrunde gelegten Konzept der Bohrlochlagerung wurde anhand von Untersuchungen und Bewertungen verschiedener Einlagerungsvarianten und eines Vergleichs von Vorzugsvarianten ermittelt. Das konzipierte HAW-Endlager ist in zwei Flügel unterteilt; einen für ausgediente Brennelemente und einen für die WA-Abfälle. Im zentralen Mittelfeld befinden sich neben den beiden Schächten die erforderlichen Grubennebenräume. Der Gesamtflächenbedarf des Endlagers beträgt ca. 6,5 km². Eine grobe Zeit- und Kostenabschätzung wurde ebenfalls durchgeführt.

Zusammenfassung: Gegenstand des Vorhabens war die Übertragung des Sicherheitsnachweiskonzeptes für ein Endlager im Salzgestein auf Endlager in den Wirtsgesteinen Granit und Ton. Dabei wurden sowohl die ungestörte als auch die gestörte Endlagerentwicklung behandelt, wobei der Schwerpunkt auf den einschlusswirksamen technischen und geotechnischen Barrieren lag. Im Ergebnis zeigte sich, dass die zuverlässigkeitsbasierten Nachweisverfahren, wie sie dem heutigen Stand der Technik entsprechen und für die ungestörte Entwicklung als Sicherheitsnachweiskonzept für ein Endlager im Salz angewendet werden prinzipiell auch auf Verschlusskonzepte sowie jeweils einzelne Barrieren für Endlager in den Wirtsgesteinen Granit und Ton übertragen werden können. Bestimmend für das Systemverhalten sind jeweils die einschlusswirksamen Barrieren, die in Abhängigkeit des Wirtsgesteins und Verschlusskonzeptes unterschiedlich sind. In Bezug auf die gestörte Entwicklung wurde der Ausfall einzelner Barrieren betrachtet. Es zeigte sich, dass bedingt durch die hohen sicherheitlichen Anforderungen in Bezug auf die Barrieren der Verschlusssysteme Redundanz erforderlich, wie sie z.B. durch ein Mehrbarrierensystem gegeben ist.

The current reference disposal concept in a clay formation in Germany is based on the emplacement of heat-generating waste in vertical boreholes with a depth of 50 m maximum. How strongly thermally induced interaction between adjacent emplacement boreholes affects a system of vertical boreholes in claystone has not yet been investigated in-situ. However, these interaction effects need to be considered as in a real repository the emplacement boreholes are drilled successively and, depending on the delivery and necessary cooling-off time of the containers at the interim storage facility, are filled at corresponding intervals. The main goal of the suggested in-situ experiment is to investigate the THM interaction of two adjacent emplacement boreholes that are filled and heated at different times. The project is to be planned and carried out jointly by DBE TECHNOLOGY GmbH and GRS. A location for this experiment has been found at the URL in Mont Terri, Switzerland, which is located in an Opalinus-clay formation. The exact location of the experiment has been set within the so-called “sandy facies” which is similar to the German part of the Opalinus clay. Since time and costs involved in such a major project cannot be reliably estimated without sufficient information, this feasibility study was carried out to establish a solid basis for planning and implementation. Detailed design calculation were a major part of this study which allowed the development of a suitable experiment configuration and meas-urement concept. Potential subcontractors were identified, and corresponding quotations necessary for the budget planning were obtained.

Zusammenfassung: In ein Endlager für hochradioaktive bzw. wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle gelangen mit den eingelagerten radioaktiven Abfällen auch chemo-toxische Stoffe. Diese sind Bestandteile der Abfälle selbst, ihrer Verpackung, der Materialien für die Verfüllung der Einlagerungsbereiche sowie der Schächte und Zugänge, der Verschlussbauwerke sowie der im Endlager verbleibenden Infrastruktureinrichtungen. Im Rahmen eines Zulassungsverfahrens für ein solches Endlager ist nachzuweisen, dass von diesen Stoffen keine schädliche Verunreinigung des Grundwassers oder sonstige nachteilige Veränderung seiner Eigenschaften ausgeht. Im Verbundprojekt "Chemisch-toxische Stoffe in einem Endlager für hochradioaktive Abfälle", das gemeinsam von Öko-Institut e.V., der DBE TECHNOLOGY GmbH und GRS mbH bearbeitet wurde, wurde für die Wirtsgesteine Steinsalz und Tonstein ein systematisches Nachweiskonzept zum Schutz des Grundwassers vor chemotoxischen Stoffen in einem solchen Endlager entwickelt. In abgestufter Form wird für die künftigen möglichen Entwicklungen eines solchen Endlagers aufgezeigt, wie dieser Nachweis geführt werden kann. Soweit hierbei quantitative Nachweise eine Rolle spielen, sind die dafür verfügbaren Werkzeuge dargestellt, bezüglich ihrer Leistungsfähigkeit bewertet und an ausgewählten Beispielen demonstriert. Verbliebene offene Punkte wurden identifiziert.

Zusammenfassung: Im Rahmen dieses Vorhabens wurde ein neuer methodischer Ansatz zum Nachweis der Endlagersicherheit entwickelt und exemplarisch für ein HAW-Endlager am Standort Gorleben umgesetzt sowie Empfehlungen für noch erforderliche vertiefende Untersuchungen abgeleitet. Der Kern dieses Ansatzes besteht darin, dass statt der bisher üblichen Betrachtung eines als abdeckend angesehenen Freisetzungsszenariums ein systematischer Nachweis des sicheren Einschlusses der eingelagerten Abfälle geführt und damit den eigentlichen Vorzügen einer Endlagerung im Salzgestein voll Rechnung getragen wird.

The Temperature Buffer Test (TBT) was a common project between ANDRA and SKB performed in the Äspö Hard Rock Laboratory (HRL) in Sweden. DBE TECHNOLOGY GmbH joined the project by optical sensor instrumentation and numerical simulations. The TBT aims at investigating the behaviour of a bentonite buffer under a thermal load of up to 200°C, during the water saturation process and over a time period of 5 to 10 years. The thermal impact was recorded by a huge amount of geotechnical instrumentation as a basis for detailed evaluation. A full scale deposition hole was used for the experiment. An important part of the work was to measure the thermal, hydraulical and mechanical processes in the bentonite during the saturation and afterwards. Thermo-physical properties of MX-80 bentonite samples such as thermal conductivity, specific heat capacity, thermal diffusivity and thermal expansion have been analyzed and applied for further modeling work. The empirical formulations indicate that the water content and temperature development has strong influence on these properties especially on thermal expansion (shrinkage). The code TOUGH2 was applied to calculate the TH (thermo-hydraulic) coupled two-phase flow in bentonite whereas a good fit of calculated and measured temperature and suction values has been achieved and for hydraulic and thermal calculations plausible parameter sets have been obtained.

Zusammenfassung: Bei der Endlagerung in magmatischen oder hochmetamorphen Gesteinen ist zu beachten, dass im Vergleich zu Endlagerkonzepten im Salz oder im Ton wegen des eingeschränkten Isolationspotenzials des Wirtsgesteins den technischen und geotechnischen Barrieren eine größere Bedeutung für den Sicherheitsnachweis zukommt. Es war daher ein Ziel dieses Forschungsvorhabens, ein klareres Verständnis über die Rolle der einzelnen Komponenten des geologischen, geotechnischen und technischen Barrierensystems im Hinblick auf den Nachweis der Endlagersicherheit, respektive der Standorteignung, und damit über die an sie zu stellenden Anforderungen hinsichtlich des Isolationspotenzials zu erlangen. Es wurde ein Konzept erarbeitet, wie mittels Ausweisung von Schutzfunktionen für jeden Teil des Barrierensystems sowie der dafür maßgeblichen Eigenschaften, Parameter, Unsicherheiten etc. die Rolle der einzelnen Schutzfunktionen und die Nachweisbarkeit der Erfüllung dieser Funktionen bei der modellgestützten Beweisführung der Langzeitsicherheit bewertet werden können. Jede Barriere trägt ihren Teil zur Isolationswirkung des Gesamtsystems bei, hat also eigene „Schutzfunktionen“. Anhand der für die Gesteinstypen Basalt und Gneis vorhandenen Daten wurde für ein ausgewähltes Modellgebiet analysiert, in welchem Maße die einzelnen Barrieren und ihre Schutzfunktionen zur Gewährleistung der Endlagersicherheit beitragen. Aufgrund der z. T. großen Datendefizite haben die Rechnungen lediglich orientierenden Charakter. Die Arbeiten, die auch typische Einwirkungen auf die technischen Barrieren berücksichtigen, zeigen jedoch eine Methodik auf, in welcher Weise eine Sicherheitsbetrachtung durchgeführt werden könnte. Mittels stochastischer Parametervariationen und einer Sensitivitätsanalyse wurde der Einfluss der für die Sicherheitsfunktion der verschiedenen Barrieren relevanten Parameter auf die Sicherheit des gesamten Endlagersystems untersucht. Dabei zeigte sich, dass bei einem eingeschränkten Isolationspotenzial der in der Regel geklüfteten geologischen Barriere die Lebensdauer der Abfallbehälter und die Wirksamkeit der Bentoniteinbettung an Bedeutung gewinnen. Sofern Abstriche an der Wirksamkeit der technischen und geotechnischen Barrieren gemacht werden, steigen die Anforderungen an die geologische Barriere und damit an die Standortauswahl erheblich. Im Zuge der Konzeptoptimierung ist es daher erforderlich, auf der Grundlage belastbarer Standortdaten und unter Berücksichtigung der Realisierbarkeit, angemessene Anforderungen an die technischen und geo-technischen Barrieren zu stellen, um verbleibende Unsicherheiten zu begrenzen.

Zusammenfassung: Das Vorhaben setzt sich mit der möglichen Endlagerung von radioaktivem Abfall in Tonformationen auseinander. Es wurden in Zusammenarbeit mit der BGR-Berlin vier mögliche Referenzmodellgebiete (2 in Norddeutschland und 2 in Süddeutschland) im Tonstein sowohl auf Basis der AkEnd-Richtlinien entwickelt als auch auf Basis weiterer Abwägungskriterien, die sich aus der geologischen Situation, insbesondere der Lithologie und der Mineralogie, ableiten ließen. Im Zuge dieses Projektes wurden zwei verschiedene Konzepte der Einlagerung – Bohrlochlagerung und Streckenlagerung – betrachtet. Für beide Konzepte wurden thermische Auslegungsberechnungen zur Bestimmung von notwendige Zwischenlagerzeiten, Behälterabständen und Bohrloch- bzw. Streckenabständen durchgeführt. Aus den ermittelten Werten wurde ein minimaler Flächenbedarf abgeschätzt, der einen Hinweis auf die Größe des notwendigen „Homogenbereichs“ einer Tonformation in Deutschland gibt. Darüber hinaus wurden vergleichende Stabilitätsanalysen zu den Strecken beider Konzepte durchgeführt. Es wurden im Einzelnen beispielsweise Auflockerungszone, Druckspannung bzw. Biegemomentverteilung in einem angenommenen Ausbau der gewählten Modellgebiete verglichen.

Summary: At the Mont Terri URL a heater test named HE-D has been performed to analyze the THM rock mass behavior. A couple of observation boreholes have been drilled and equipped with sensing devices for temperature, pore water pressure and deformation measurement. The obtained measurement results during the entire test together with laboratory investigations on drill core samples provided a huge data set, which enables for numerical back analysis. During thermal and hydraulic modeling a good fit of calculation and measurements has been achieved and a plausible parameter set for the rock behavior has been found. At the Bure URL a vertical mine-by test, the so called REP experiment, has been performed, aimed at characterizing the hydro-mechanical response of the Callovo-Oxfordian Clay formation due to the ongoing shaft sinking. Analogous to the test at Mont Terri a huge amount of data has been obtained from observation boreholes. This enables for verification of significant effects and processes and validation of parameters within numerical simulations. A comprehensive understanding of the HM-behavior has been achieved during predictive and interpretive modeling.

Zusammenfassung: Basierend auf den Kenntnissen der Baustofftechnologie, geochemischen Modellierungen und rheologischen Untersuchungen wurden Salzgemenge entwickelt, die mit salinaren Lösungen oder Wasser angemischt als Pumpversatz in die zu versiegelnden Hohlräume eingebracht werden können. Die Mischungen erhärten in Folge der Bildung kristallwasserhaltiger Salzminerale, wie Magnesiumsulfat-Hydraten zu homogenen Festkörpern und werden somit bereits in der Bauphase in den mineralogisch stabilen Endzustand überführt. Es wurde eine Familie von Baustoffen entwickelt, die aus arteigenen Ausgangsstoffen des Salzgebirges hergestellt werden und die Palette an Materialien erweitern, die derzeit zum Verfüllen von Hohlräumen und zum Erstellen von Barrieren im Salinar in Betracht gezogen werden. Des Weiteren konnten die Voraussetzungen zur Durchführung von Sicherheitsnachweisen und von Qualitätssicherungsmaßnahmen während und nach Abschluss von Baumaßnahmen geschaffen werden, so dass sämtliche Grundlagen für eine praktische Nutzung der Baustoffe vorliegen.

Im Rahmen des Vorhabens wurden die vertraglichen Randbedingungen und Voraussetzungen zur Rückführung der zementierten Wiederaufarbeitungsabfälle nach Deutschland untersucht. Dazu wurden u. a. die bilateralen Verträge zwischen den betroffenen deutschen Forschungseinrichtungen und dem Betreiber der WA-Anlage in Dounreay, der UK Atomic Energy Authority (UKAEA), geprüft. Die Abfallgebinde (560 l-Fässer mit NIREX-Spezifikation) mit zementierten WA-Abfällen können voraussichtlich ab Mitte 2007 bei UKAEA in Dounreay bereitgestellt werden. Die Rücklieferung nach Deutschland muss spätestens 2018 bis 2022 abgeschlossen sein. Das BfS hat festgestellt, dass es sich bei den Abfallgebinden um mittelradioaktive Abfälle handelt und diese gemäß § 2 Abs. 3 Satz 1 AtG als ‚sonstige radioaktive Stoffe’ gelten. Da vor der Ablieferung der Abfallgebinde an das Endlager Konrad eine Zwischenlagerung in Deutschland nicht ausgeschlossen werden kann, wurden Möglichkeiten zur Lagerung bei den Zwischenlagern des Bundes, der Energieversorgungsunternehmen und privater Betreiber recherchiert. Derzeit werden das Forschungszentrum Jülich (FZJ) und die Hauptabteilung Dekontaminationsbetriebe des For-schungszentrums Karlsruhe (FZK) als mögliche Zwischenlagerstandorte favorisiert.

Das Vorhaben war Bestandteil eines deutsch-russischen Gemeinschaftsprogramms. Das Ziel dieses Projektes war die Entwicklung eines methodischen Ansatzes bezüglich eines begründeten Leitfadens für zukünftige Standorterkundungs- und auswahlprogramme. Er basiert auf dem Verständnis, dass die Standortcharakterisierung alle notwendigen und verfügbaren Informationen zu den geologischen Bedingungen des betrachteten Standortes liefern muss, um eine Standorteignungsprüfung durchzuführen, die als standortspezifische Sicherheitsanalyse des betrachteten Endlagerkonzeptes verstanden wird. Bezüglich der Auswahl des am besten geeigneten Standortes von mehreren detailliert erkundeten, muss sie es gestatten, den mit den besten Sicherheitsmerkmalen zu bestimmen. Die methodische Basis, die in diesem Projekt entwickelt und getestet wurde, kann auch auf andere Endlagerstandortprogramme in verschiedenen Wirtsgesteinen übertragen werden.

Summary: For several years, fiber-optic sensing devices had been used for straightforward on/off monitoring functions such as presence and position detection. Recently, they are receiving increasing attention as they offer a novel, exciting technology for a multitude of sensing applications. In the deep geological environment most physical properties, and thus most parameters important to safety, can be measured by using fiber-optic technology. The objective of this project has been focused on measurement of physical parameters for thermo-hydro-mechanical monitoring of structures within final repositories as well as the contents of harmful gases for operational safety purposes. The activities performed within this project can be divided in three categories: Development of new sensors addressing the parameters: pH, hydrogen, temperature, porewater pressure, total pressure, fissurization, and high resolution deformation effects; further development and improvement of the interrogation systems for monitoring of complex large scale sensing networks as well as extending the evaluation results of the behavior of the fiber optical monitoring systems in real field installations. The selected sensors have all been developed and tested. Some sensors still require some more fine tuning but the overall goal has been achieved. The interrogation system has completely be redesigned and improved with respect to accuracy and reliability. A couple of field installations have been equipped during the project for evaluating and qualifying the developed fiber optical sensing network systems. A good correspondence with conventional sensors has been demonstrated. After dismantling of the sensing network at the Konrad site, all sensors had been recalibrated and did still show an excellent sensor response. No contamination or malfunctioning could be observed after almost 4 years of operation. From all these field results it can be concluded that fiber optic monitoring systems devoted to operational safety in nuclear waste disposal sites is becoming a very interesting alternative for the conventional electrical sensing systems.

Zusammenfassung: Zielsetzung dieses Vorhabens war die Gegenüberstellung eines generischen Endlagerkonzeptes für hochaktive Abfälle im Salz und einem in Tongestein. Die Gegenüberstellung konzentrierte sich auf die Bereiche Technik, Sicherheit und Kosten. Dabei wurden die charakteristischen Unterschiede herausgearbeitet und offene Fragen identifiziert. Zu Beginn wurden die Veröffentlichungen zu den internationalen Endlagerkonzepten im Wirtsgestein Ton der Länder Belgien, Schweiz, Frankreich und Spanien ausgewertet. Ein anschließend entwickeltes Konzept für ein Endlager in Tongestein in Deutschland wurde mit dem aktuellen Endlagerkonzept für Salz in den Bereichen Bergbauerfahrungen, Endlagerbehälterkonzepte, Einlagerungskonzepte und daraus erforderliche Endlagerflächen, Verfüll- und Verschlusskonzept sowie einer relativen Kostenbetrachtung verglichen. Im Rahmen der Sicherheit in der Betriebsphase wurde der betriebliche Strahlenschutz, die Kritikalitätsfrage beim Endlagerkonzept in Ton und Safeguardsmaßnahmen in der Betriebsphase untersucht. Ergänzend ist eine erste Abschirmrechnung für eine bentonitummantelte HAW-Kokille durchgeführt worden. Bei der Betrachtung zur Sicherheit in der Nachbetriebsphase wurde für die Langzeitsicherheit festgestellt, dass die Sicherheitsstrategien für beide Wirtsgesteine von einer langfristig einschlusswirksamen geologischen Barriere ausgehen. Bewertet wurden weiterhin die Kritikalitätssicherheit, die Safeguardsaspekte sowie die Geochemie der Wirtsgesteine. Abschließend wurde ein Vergleich potenzieller Endlagerregionen in den Wirtsgesteinen Ton-/Tonstein und Steinsalz in den Ablagerungsräumen der Norddeutschen Senke und des Süddeutschen Molassebeckens durchgeführt.