B E R I C H T

von der Tagung "Direkte Endlagerung"

am 7. und 8. Dezember 1995 im Forschungszentrum Karlsruhe

(Verfasser: Wolfgang Neumann)

Inhaltsverzeichnis :

 

Einleitung

Die Tagung zur "Direkten Endlagerung" bildete den offiziellen Abschluß des vom BMBF (früher BMFT) geförderten Projektes zur direkten Endlagerung als Alternative zur Wiederaufarbeitung. Das Projekt begann nach einem Bund/Länderbeschluß 1979 unter dem Namen "Andere Entsorgungstechniken" und wurde unter der "Projektträgerschaft Entsorgung (PTE)" am Forschungszentrum Karlsruhe (früher KfK) bis zum Ende 1995 fortgeführt. Die erste Phase wurde ausschließlich vom Bund finanziert; in der zweiten Phase leistete auch die Industrie einen Beitrag. Der Bund förderte die zweite Phase mit 200 Millionen DM für praktisch alle Fragen zur Geologie und Sicherheit eines Endlagers. Die Industrie wendete 700 Mill. DM auf für die Entwicklung des Endlagerbehälters Pollux, die technische Umsetzung der Konditionierungsmethoden und den Bau der Pilotkondi-tionierungsanlage in Gorleben (PKA). Im folgenden werden nach der Zusammenfassung die auf der Tagung vorgestellten Ergebnisse nach Themen gegliedert referiert. Über den Bericht hinaus gehende Kommentare oder Hinweise sind kursiv gedruckt.

Zusammenfassung

Auf dieser Tagung trat die Kontroverse zwischen Betreiber und Bundesregierung bezüglich der "Entsorgungswege" Wiederaufarbeitung vs. Direkte Endlagerung deutlich auf. Während die Regierungsvertreter die Wiederaufarbeitung nach wie vor für geboten halten, kritisierte der Betriebsleiter des GKN, daß die direkte Endlagerung aus ideologischen Gründen seitens der Bundesregierung bisher nicht möglich war.

Einig waren sich alle, daß aufgrund der Ergebnisse dieses Projektes die sicherheitstechnische Machbarkeit der Direkten Endlagerung endgültig bewiesen ist. Die Möglichkeit ihrer Anführung für den Entsorgungsvorsorgenachweis für die AKW durch den Betreiber ist damit gegeben.

Aus den verschiedenen Beiträgen und Diskussionen ist die Tendenz zu erkennen, daß die Eröffnung der Möglichkeit zur direkten Endlagerung im Atomgesetz dazu genutzt werden soll eine Entscheidung für oder gegen Wiederaufarbeitung erst in 10 bis 30 Jahren nach langjähriger Zwischenlagerung zu treffen.

Mit der Genehmigung für die PKA wird 1997 gerechnet. Das Zerschneiden von Brennelementen (BE) wird dabei vermutlich keine Rolle mehr spielen. Für den Pollux-Behälter wird momentan der Werkstoff für den Innenbehälter wegen Korrosionsfragen überprüft.

Nicht gelöst sind bisher die Probleme der Kernmaterialüberwachung im Endlager. Es gibt erste Konzeptvorschläge, denen die IAEA aber noch nicht zugestimmt hat.

Bisher wurde von interessierter Seite hartneckig das Gerücht verbreitet ein Endlager mit HAW mache weniger Probleme als eines mit BE; insbesondere wegen des geringeren Plutonium- (Pu-) Inventars. Damit müßte nach dieser Tagung Schluß sein, da sich dies für das benötigte Wirtsgesteinvolumen, die Löslichkeit von Nukliden im Endlager und die Langzeitsicherheit nicht mehr behaupten läßt.

Es wurde eine Positionierung der Endlagerfelder für die verschiedenen Gebindearten vorgenommen und die grundsätzliche Machbarkeit festgestellt. Es erschien mir jedoch so, daß dies noch nicht abgesichert, also nicht besonders intensiv untersucht sei. Einige grundlegende konzeptionelle Arbeiten haben Ergebnisse für die Auslegung des Endlagers im Salz erbracht.

Bisher wurden Abfallmatrix und Behälter als Barriere für die Radionuklidausbreitung in der Nachbetriebsphase eines Endlagers immer vernachlässigt. Im Rahmen dieses Projektes wurde mit Arbeiten begonnen, beides als zusätzliche technische Barrieren zu qualifizieren.

Die Arbeiten im Rahmen des Projektes "Direkte Endlagerung" sind was die Endlagerseite und hier die Grundlagenforschung betrifft weitgehend abgeschlossen. Es bleiben jedoch einige offene Fragen, die noch abschließend geklärt werden müssen. Völlig offen ist vor allem noch der Umfang der Gasentwicklung im Endlager und deren sicherheitstechnische Bedeutung. Darüber hinaus müssen die Forschungsergebnisse auf ihre Umsetzungstauglichkeit im Salzstock Gorleben geprüft werden.

Zu den übertägigen, von der Industrie getragenen Projekten PKA und Pollux sind die Arbeiten weitgehend abgeschlossen. Für beide stellt sich jedoch in der Zukunft aus Optimierungsgründen (Strahlenbelastung und Kosten) die Frage, ob der gegenwärtige Stand beibehalten wird.

Politik / Standort Gorleben

Eine neue (zynische) Variante zur Rechtfertigung der Atomenergienutzung gab Janberg (GNS) zum Besten: Es wird aus der Natur Radioaktivität in Form von Uran geholt und nach dem Einsatz zur Stromerzeugung wird über das Endlager wieder Radioaktivität an die Natur zurückgegeben. Dabei sind die Halbwertszeiten von U-235 (7 108 Jahre) und U-238 (4,5 109 Jahre) vorher länger, als die der Isotope, die endgelagert werden.

Eitner vom BMBF forderte einen politischen Konsens in der BRD für die Atomenergie auf der Grundlage von 1979. Sollte dies nicht gelingen, werde die Bundesregierung unbeirt an den Grundsätzen der Atomenergiepolitik festhalten. Das er damit (auch in dieser Gesellschaft) daneben lag, wurde am Kopfschütteln im Auditorium deutlich als er die Wiederaufarbeitung trotz der Ergebnisse des Projektes Direkte Endlagerung auch weiterhin für politisch und ökologisch geboten hält. Bloser vom BMU äußert sich ähnlich, wenn er sich auch bei weitem nicht so weit aus dem Fenster lehnt. Während Hennies (Chef vom KfK) als Moderator der einleitenden Vorträge moderat reagiert und meint, daß ja in den nächsten 30 Jahren keine endgültige Entscheidung über den Entsorgungsweg getroffen werden braucht, wird in den Fachvorträgen die Präferenz für die direkte Endlagerung deutlich. Sehr exponiert gegen die Wiederaufarbeitung sprechen der Leiter des GKN (siehe entspr. Kapitel) und unter ökonomischen Gesichtspunkten Hensing vom Energiewirtschaftlichen Institut der Universität Köln (EWI).

Nach Bloser (BMU) kann der Entsorgungsweg Direkte Endlagerung nur als Entsorgungsvorsorgenachweis anerkannt werden, wenn weitere Fortschritte gemacht werden und gute Ergebnisse in Gorleben erzielt werden. Dies scheint nach BMU-Meinung allerdings schon gewährleistet, da so ein Fortschritt die baldige Inbetriebnahme den PKA darstellt und in Gorleben auch alles gut aussieht. Durch das Projekt sei die Eignungshöffigkeit durch das Niederbringen der zwei Schächte und die dabei erhaltenen Befunde untermauert, sowohl für Salz insgesamt, aber auch für den Standort Gorleben.

Langer von der BGR sah durch die bisherigen Ergebnisse die Eignungshöffigkeit des Salzstockes Gorleben bestätigt. Über die Eignung muß im Planfeststellungsbeschluß entschieden werden, das sei nicht Aufgabe der BGR. Als Kronzeuge für die guten Ergebnisse wird mehrfach Herrmann angeführt.

Entsorgungspolitik aus Sicht der Betreiber

Der Leiter des Gemeinschaftskraftwerk Neckarwestheim (GKN) Heni hat aus seiner Sicht den Gang der bisherigen Politik kommentiert. Dabei wurde die Bundesregierung stark angegriffen. Im Verlauf des Vortrages wurde mehrere Male das lange festhalten am Zwang zur Wiederaufarbeitung kritisiert. Den 1979 installierten Entsorgungsvorsorgenachweis nannte er ein Fehlsteuerungsinstrument für die Energie- und Entsorgungspolitik, da dieser Nachweis ohne Wiederaufarbeitung nicht führbar war und ist. Den Stand der Direkten Endlagerung hält er noch für unbefriedigend, da es erst für einen Brennelementtyp aus Druckwasserreaktoren einen Behälter zur Endlagerung gibt. Das Ende des PTE-Projektes wurde stark bedauert.

Wiederaufarbeitung ist aus seiner Sicht keine Entsorgung, sondern nur ein Zwischenschritt. Allein aus physikalischen Gründen sollten nur BE aufgearbeitet werden, die einen bestimmten Abbrand haben. Nur bei etwa 40 GWd/tSM besitzt der abgebrannte Brennstoff einen Isotopenvektor, der günstige Voraussetzungen für die Weiterverarbeitung hat. Dies hätte bei differenzierter Betrachtung viel früher festgestellt werden können. Bei der Möglichkeit zur direkten Endlagerung im Jahr 1994 hätten in diesem Jahr in der BRD allein 600 Mill. DM bei der Entsorgung eingespart werden können. Der Abbrand beträgt heute im Durchschnitt ca. 42 GWd/tSM, bis 2006 soll er auf 50 gesteigert werden. Dies wird mit Sicherheit erreicht, da im GKN bereits heute einzelne BE bis 52 GWd/tSM aufweisen.

Heni bezeichnet den hohen Abbrand von BE als vorweggezogene Rezyklierung. In der Zukunft sollte die Entsorgung unter "wirtschaftlichen und nicht mehr unter ideologischen Gesichtspunkten" diskutiert werden. (Dies war an die Bundesregierung gerichtet). Das Konzept zur Direkten Endlagerung muß nun dringend optimiert werden, da Castor und Pollux zu teuer sind. Attraktiv könnte auch das US-amerikanische Multi Purpose Canister (MPC) Konzept sein.

Bloser vom BMU fragte, ob die Betreiber die Entsorgung mit Wiederaufarbeitung nicht bis 1994 mitgetragen und in den 70ern mit aus der Taufe gehoben hätten. Heni antwortete, daß die Wiederaufarbeitung wegen der Brütertechnologie eingeführt wurde, die aber schon längst zu den Akten gelegt ist. Dem Ausweg MOX hätten die EVU dann unter der Randbedingung von Abbränden 30 GWd/tSM zugestimmt. Eine Frage, ob denn der Einsatz von Pu nicht mehr interessant sei, beantwortet Heni damit, daß nach heutigen Bedingungen Pu aus Mox nicht rezyklierbar sei und eine einmalige Wiederaufarbeitung uninteressant. Hennies vom KfK kommentiert, daß grundsätzliche Argumente gegen die Wiederaufarbeitung nur wirtschaftlicher Art sind. Die Ablehnung der Wiederaufarbeitung kann ansonsten nur für die nahe Zukunft gelten. Bei entsprechender Technik könnte die endzulagernde Pu-Menge durch mehrfache Rezyklierung begrenzt werden, wenn dabei eine gute MOX-Mischung ohne wiederaufgearbeitetes Uran (WAU) eingesetzt wird. Heni reagiert darauf mit der nochmaligen Feststellung, daß Wiederaufarbei-tung wegen der Brütertechnik entwickelt wurde und MOX nur eine Notlösung darstellt.

PKA

Willax von der BLG stellt folgende Aufgaben für die PKA dar: Konditionierung von Brennelementen, Umladen von Brennelementen und Abfällen, Konditionierung von Abfällen (alle eigenen Betriebsabfälle und fremde für die eine heiße Zelle gebraucht wird), ohne betriebsfremde leichtaktive Abfälle, Serviceleistungen an leeren (kontaminierten) Behältern und Abfallgebinden. Das TBL soll als Puffer vor der PKA und zur Aufnahme der dort erzeugten Produkte dienen. Die 2. TG von 1994 enthält alle technischen Einrichtungen und die kalte Inbetriebnahme aller Einzelkomponenten. Der Antrag zur 3. TG (Inbetriebnahme) soll Mitte 1996 gestellt werden, und deren Erteilung wird für das vierte Quartal 1997 erwartet. Ein Gleisanschluß für die PKA ist nicht geplant. Er könnte evtl. bei Eignungnachweis für das Endlager und der Bestätigung von Gorleben als Standort ins Gespräch kommen. Die Blockaden des Straßentransportes sieht Willax langfristig nicht als Problem an, da wie beim ALG ein Gewöhnungsprozeß einsetzen wird.

Janberg (GNS) berichtet darüber, daß in den USA für die Umladung von BE eine mobile Anlage gebaut werden soll.

Dezentrale Konditionierung von BE

Im Rahmen des Projektes wurde auch untersucht, ob eine dezentrale Konditionierung möglich ist. Was davon bisher veröffentlicht wurde, überzeugt allerdings auf den ersten Blick nicht. Die von Papp (KfK) vorgestellten Gründe zur Ablehung der dezentralen Konditionierung sind: - höhere Strahlenexpositionen durch längere Handhabungszeiten - Qualitätssicherung ist nur ungenügend möglich - es werden Betriebsbehinderungen im AKW erzeugt.

Dabei wurde allerdings unterstellt, daß die Arbeiten bei dezentraler Konditionierung im Lagerbecken des AKW erfolgen müßten. Ich sehe im Moment keinen nachvollziehbaren Grund dafür. Daraus folgt, daß eine Technik zur vertikalen Ziehung der Brennstäbe aus den BE-Strukturen entwickelt werden müßten (erstens sehe ich nicht, was das Problem ist, und außerdem müssen die BE nicht unbedingt zerlegt werden) und die Kompaktierung der Strukturteile müßte ebenfalls unter Wasser durchgeführt werden. Die Qualitätssicherung für das Endlagerprodukt wird erschwert, weil die Trocknung der im Pollux-Innenbehälter befindlichen Brennstäbe schwierig ist und die Verhinderung von Wassereinschlüssen in den kompaktierten Strukturteilen schwer zu kontrollieren ist. Einrichtungen zur Befüllung des Behälters mit Helium und zur Schweißung des Innenbehälterdeckels müßten im Containment installiert werden, was aus Platzgründen ebenfalls problematisch ist. Dem TBL-Sicherheitsbericht ist zu entnehmen, daß die GNS an anderen Deckelkonzepten für den CASTOR-Behälter arbeitet. Diese beinhalten auch Schweißnähte, die vor Abtransport aus einem AKW ausgeführt werden müßten. Von daher ist auch dieses Argument nicht besonders stichhaltig.

Endlagerbehälter

Die für die Genehmigung des Pollux als Transport - und Zwischenlagerbehälter notwendigen Tests und Nachweise sind lt. Janberg abgeschlossen. Unter anderem soll ein 9m Fall ohne Stoßdämpfer durchgeführt worden sein und in den USA ein Fallversuch mit einem Behältermodell (25t), das einen Riß (100 mm tief und 500 mm lang) ohne "Verlust der Abschirmwirkung des Behälters" geendet haben. Die praktischen Tests können nach Janberg zum jetzigen Zeitpunkt nur zum Teil durch FEM-Rechnungen ersetzt werden, z.B. ist die Modellierung der Tragzapfen nur unzureichend möglich. Die Schweißnaht für den Innenbehälter des Pollux ist inzwischen vom TÜV qualifiziert; die BAM wird bald folgen. Die BE-Behälter für HTR-Kugeln (320 in Ahaus und z.Zt. 70 im KFA) können direkt endgelagert werden, es muß nicht - wie ursprünglich vorgesehen - .ein Umladen in Pollux-Kokillen erfolgen

Nach den auf dieser Tagung vorgestellten Ergebnissen ist relativ sicher, daß ein Zerschneiden von LWR-Brennelementen und die Endlagerung in Kokillen nicht mehr in Frage kommt. Nach Closs ist "die Pollux-Kokille keine optimale Alternative". Allerdings ist das Konzept der Streckeneinlagerung von Pollux-Behältern wieder in eine grundsätzliche Diskussion gekommen. Es gibt Überlegungen, ob nicht eine horizontale Bohrlochlagerung ausschließlich der Innenbehälter des jetzt vorgesehenen Pollux bessere Ergebnisse bringen könnte. In diesem Zusammenhang wurde daran erinnert, daß das ursprüngliche Konzept das Verschweißen der BE in einer Trockenlagerbüchse, das Einbringen dieser Büchse in einen Graugußbehälter und das Einstellen dieses Behälters in eine VBA (Verlorene Betonabschirmung) war. Dies entspricht in etwa dem US-Amerikanischen Multi Purpose Canister Konzept.

Kernmaterialüberwachung für Endlager

Konzeptionielle Arbeiten hierzu werden im KFA Jülich durchgeführt. Interessant ist, daß IAEA und EURATOM kürzlich einen Vertrag zur gemeinsamen Überwachung von Atomanlagen geschlossen haben. Nach Einschätzung von Richter (KFA) kann das noch Probleme geben, da dies zwangsweise die Anerkennung der IAEA-Kriterien durch EURATOM bedeutet. Damit könnten ein paar weniger "praxisorientierte" Kriterien zum Zuge kommen, da die IAEA sehr prinzipielle Anforderungen stellt. In den IAEA-Kriterien insgesamt gibt es bisher allerdings keine endlagerspezifischen Kriterien. Orientierung ist aber an den Kriterien für "schwerzugängliches Material" möglich. Grundlage hierfür ist aber, daß die schlechte Zugänglichkeit durch einen hohen IAEA-Kommissar bestätigt wird und die BE, bevor sie in den Pollux kommen, gezählt, identifiziert sowie nichtzerstörend geprüft sind. Anschließend muß im Endlager verhindert werden, daß sie nach über Tage zurückgeholt werdenund das unter Tage eine Umladung oder Wiederaufarbeitung geschieht.

Für den Betrieb soll das Endlager in zwei Materialbilanzzonen (MBZ) eingeteilt werden. Die MBZ 1 wird durch den übertägigen Bereich einschl. Schacht gebildet. Hier soll eine kontinuierliche Überwachung durch Instrumentierung erfolgen. In der MBZ 2 unter Tage soll keine Instrumen-tierung erfolgen. Die Überwachung erfolgt hier durch Umweltdaten-sammlung (möglich sind z.B. Wischproben zur Feststellung, ob sich an bestimmten Stellen radioaktive Stoffe niedergeschlagen haben) und Hohlraumidentifizierung durch mobiles Radar.

Das Überwachungsgrundkonzept ist wie üblich mit Schlüsselmeßpunkten (SMP) aufgebaut, an denen folgende Tätigkeiten geplant sind:

Einlieferungsbereich Puffer Schachtbeschickung

SMP 1 SMP A SMP 2

Aktivitätsflußbestimmung Bestandsbestimmung Flußbestimmung

Buchführung Buchführung Buchführung

Vidioüberwachung Videoüberwachung Videoüberwachung

Erstellen einer äußeren Deckelschweißnaht Videokontrolle der Schweißnaht

Für die Nachbetriebsphase gilt - Kontinuität des Wissens muß gewährleistet sein - visuelle Inspektion muß durchgeführt werden (Luftaufnahmen oder Satellitenbilder) - die Sicherheit darf durch Safeguards nicht gemindert werden - zukünftige Nutzung des Geländes darf nicht ausgeschlossen sein.

Von der DBE wurden Untersuchungen mit dem Ziel durchgeführt nachzuweisen, daß eine Rückholung aus einem Endlager in Salz nicht möglich ist. Hiermit sollte eine Vereinfachung der Überwachungsmaßnahmen erreicht werden. Es gelang laut Biurrun (DBE) aber nur nachzuweisen, daß eine Rückholung nicht heimlich möglich ist, da ein Rückholbergwerk notwendig ist. Gebirgsmechanisch gibt es hingegen keine Hinderungsgründe. Für die Rückholung sind jedoch zwei Randbedingungen zu beachten: Aus technischen Gründen können nur Behälter rückgeholt werden, deren Oberflächentemperatur unter 100 ° C beträgt. Wegen der Temperaturerhöhungen in der näheren und weiteren Umgebung der Behälter ist eine Rückholung erst ab 100 Jahre nach Abwurf des Endlagers ohne Gefahr der Instabilität von Strecken und Pfeilern möglich.

Übrigens: Im TBL wird Videoüberwachung im Rahmen der Safeguards durchgeführt. Im Moment kommt alle 3 Monate der Inspektor.

Vergleich Endlager für BE und für HAW

Einlagerungsvollumen in m3/tSM (GWa)

Pollux COGEMA

HAW 2,3 (60) 0,14 ( 4) MAW ---- 0,7 ( 20) LAW 0,3 (10) 14 (400)

Diese Zahlen mit einem gr0ßen Volumen für LAW stellen für Frankreich ein geringeres Problem dar, da dort LAW oberflächennah endgelagert wird. In der BRD sieht dies allerdings anders aus.

Das benötigte Wirtsgesteinsvolumen für ein Endlager wird durch die Wärmentwicklung der Spaltprodukte bestimmt. Die ins Endlager gebrachte Menge der Spaltprodukte ist aber in jedem Fall für beide Entsorgungswege (Wiederaufarbeitung und Direkte Endlagerung) gleich.

Die GRS hat sowohl Langzeitsicherheitsanalysen für HAW - als auch BE-Endlager durchgeführt. Die maximale Dosisbelastung durch U-234, -235 und Np-237 (die hierfür relevantesten Aktiniden) war bei dem Endlager mit BE niedriger als bei dem mit HAW; trotz des höheren Inventars im BE-Endlager. Bei den in Langzeitsicherheitsanalysen errechneten Strahlenbelastungen sind Pu und U keine dominierenden Isotope. Die ungefähren Belastungen an der Oberfläche eines Endlagers betragen durch Spaltprodukte etwa 10-3 mSv/a, durch Np etwa 10-4 mSv/a und durch U etwa 10-6 mSv/a. Daraus zieht Papp (KfK) den Schluß, daß Pu und U in der Diskussion keine wichtige Rolle spielen. Die bisherigen Argumente der Wiederaufarbeitungsbefürworter, daß die Langzeitsicherheit durch weniger Pu im Endlager größer sei, ist damit widerlegt. Das Resümee von Storck (GRS) lautet: Die errechneten Belastungswerte sind in allen Fällen keine genauen Werte. Bei verbesserten Möglichkeiten der Modellierung der Natur können Korrekturen nach oben oder unter nötig sein. Die bisher errechneten Unterschiede für verschiedene Entsorgungskonzepte sind jedoch so gering, daß die Langzeitsicherheitsanalysen keinen Grund bieten, ein Konzept zu bevorzugen. Im Moment ist nicht zu sehen, daß sich daran grundsätzlich was ändern sollte.

Die Löslichkeit von Nukliden aus ihrer Abfallmatrix spielt für das Endlagerkonzept eine wichtige Rolle. Nach Grambow (KfK) wurde festgestellt, daß die Löslichkeit von Pu aus der HAW-Glasmatrix mit 10-4 bis 10-6 um drei Größenordnungen höher ist als die aus der Brennstoffmatrix. Damit tritt trotz des geringeren Pu-Inventars im HAW eine höhere Belastung auf. HAW hat allerdings Vorteile bei der Rückhaltung der Nuklide, die sich im Plenum der Brennstabhüllen angesammelt haben. Insgesamt kommt das KfK zu der Bewertung, daß der Brennstoff mindestens eine ebenso gute Barriere ist wie Glas.

Endlagerkonzept

Das Bergwerk soll in einer Teufe von 870 m errichtet werden. In einem Grundriß des Salzstockes Gorleben befindet sich der für die BE vorgesehene Lagerteil im Westen/Nordwesten. Die weniger wärmeentwickelnden mittelaktiven Abfälle sollen nach Engelmann (DBE) auf der anderen Seite des Karnalith in der Mitte des Salzstockes deponiert werden. Für die HAW-Kokillen ist ein Feld im Osten des Salzstockes vorgesehen (lt. Biurrun, DBE).

Für die Konzeption eines Endlagers hat sich aus den Langzeitsicherheitsanalysen ergeben, daß es nicht sinnvoll ist Bewertungen nach Radiotoxizitätsindices vorzunehmen (Papp, KfK). Grund dafür ist die geringe Bedeutung der hochtoxischen Stoffe Pu und U für die Strahlenbelastung in der Nachbetriebsphase. Für die Langzeitsicherheit sind also andere Nuklide wichtig. Die Löslichkeitsgrenzen von Nukliden verändern sich prinzipiell durch Abtrennung bei der Wiederaufarbeitung nicht.

Berechnungen der GRS haben ergeben, daß bei einer Absenkung der Auslegungstemperatur des Endlagers von 200° auf 150°C eine um den Faktor 3 häufigere Freisetzung von Radionukliden aus dem Grubengebäude erfolgt. Grund hierfür ist die geringere Konvergenzrate bei niedrigeren Temperaturen.

Weitere Untersuchungen der GRS ergaben, daß die Freisetzungen aufgrund von Laugenzufluß aus Nestern in Abhängigkeit der Volumina dieser Nester unterschiedlich Auswirkungen für die Einlagerungskonzepte hat. Bei relativ kleinen Nestern, nur von ihrer vorhandenheit ist bisher auszugehen, erfolgen signifikante Freisetzungen nur aus Streckenlagerungsbereichen. Insgesamt zeichnet sich aus den Langzeitsicherheitsuntersuchungen nach Bloser (BMU) aber noch kein Ergebnis ab, ob die Strecken- oder die Bohrlochlagerung zu bevorzugen ist.

Die Frage Strecken- oder Bohrlocheinlagerung hat auch Bedeutung für die Strahlenbelastung der Beschäftigten unter Tage. Hierzu wurden in der Asse Untersuchungen mit einer Neutronenquelle gemacht. Die Randbedingungen sind durch die Rückstreuung der Strahlung am Salz unterschiedlich zu den in anderen Situationen. Das mit einem 9,8 t schweren Modellbehälter durchgeführte Handhabungsexperiment ergab bisher, daß trotz einer zwei bis drei mal höheren Dosis in 1 bis 2 m Abstand als über Tage (nach Closs, KfK) die Grenzwerte eingehalten werden können. Allerdings hat nach Bloser (BMU) die noch notwendige Verifizierung und Validierung der Strahlenbelastungsrechnungen einen hohen Stellenwert.

Bisher haben alle Untersuchungen die Machbarkeit eines Endlagerkonzeptes sowohl mit mehrsöhliger Streckenlagerung als auch mit Bohrlochlagerung gezeigt.

In einem Vergleich der Wirtsgesteine Salz und Granit wurde nach Papp (KfK) folgendes ermittelt: Für Salz kann bezüglich der gebirgsmechanischen Auswirkungen ein um den Faktor 3 höherer Wärmeeintrag erfolgen. Der Platzbedarf für den Endlagerraum ist in Granit um den Faktor 5 größer.

Temperaturauswirkungen im Endlager

Der Versuch in der Asse wird mit je 3 Pollux-Attrappen in zwei parallelen Strecken durchgeführt. Die bisherigen Ergebnisse zeigten nach Rothfuchs (GRS) gute Übereinstimmungen der prognostizierten Temperaturverteilungen in der Umgebung der Behälter und im Fernbereich mit den zeitabhängigen Messungen. Abweichungen zwischen Prognosen und Messungen gab es bei der Konvergenz, der Salzgruskompaktion und dem Versatzdruck (baut sich langsamer auf als erwartet). Die Auswertung der Meßwerte und die Interpretation der Abweichungen ist noch nicht abgeschlossen. Zur Temperaturabhängigkeit der Gasentwicklung wurden noch keine Untersuchungen durchgeführt.

Insgesamt kann die Auslegungstemperatur von 200°C für das Konzept der Streckenlagerung von Pollux-Behältern eingehalten werden. Für die Einlagerung von HAW in vertikalen Bohrlöchern hat sich eine Temperatur von 209°C ergeben.

Langzeitstabilität der Einlagerungsgebinde

Bei den bisherigen Berechnungen zur Langzeitsicherheit ergaben sich Strahlenbelastungen durch ein Endlager in der Nachbetriebsphase die die zulässigen Grenzwerte (30 mrem-Konzept) z.T. in hohem Umfang ausschöpfen. Siehe Ergebnisse für Konrad und Morsleben. Ich vermute, daß die nachstehend beschriebenen Untersuchungen zu BE-Endlagergebinden aus diesen Gründen durchgeführt werden. Bisher wurden die Rückhaltemechanismen für Radionuklide durch Abfallmatrix und Behälter immer vernachlässigt.

Ziel der Untersuchungen zur Behälterstabilität ist es eine Standzeit von 500 Jahren zu erreichen. Dieser Zeitraum ist verknüpft mit dem Zeitraum, in dem der (- und (-Zerfall deutlich abnimmt. D.H. wenn die Freisetzung von Radionukliden über 500 Jahre verhindert werden könnte, würde über Tage durch diese Nuklide praktisch keine Strahlenbelastung mehr erfolgen. Um die Standzeit zu erreichen muß gewährleistet sein, daß der Behälter bis dahin den Gebirgsdruck aushält - also Auslegung für einen Druck von 30 MPa - und die Korrosion noch keine Löcher durch die Behälterwand gefressen hat. Zur Erhöhung der Korrosionsresistenz gibt es nach bisherigem Untersuchungsstand zwei Ansätze, entweder den Innenbehälter des Pollux außen mit der Legierung Hasteloy C4 zu plattieren, oder den Innenbehälter aus niedriglegierten Stählen (TSIE 460 oder 15 MnNi 6.3) zu fertigen. Die Korrosionsprodukte sollen in der unmittelbaren Umgebung des Behälters bezüglich Freisetzungsverzögerungen angeblich eine günstige geochemische Umgebung erzeugen (Closs, KfK).

Ein weiterer Punkt ist den Brennstoff selbst als Langzeitbarriere zu qualifizieren. Bisher wurden hierzu folgende Ergebnisse erzielt: Die Aktiniden sammeln sich am Rand der Brennstoffpellets (Rinn-Effekt). Für Aktinide ist der Brennstoff eine gute Barriere (siehe Vergleich BE/HAW-Endlager). Die Löslichkeit von Pu aus dem Brennstoff beträgt 10-7 bis 10-9. Für Cs-135 und I-129 ist der Brennstoff eine schlechte Barriere. Wie hoch der Sicherheitsfaktor einer Berücksichtigung der Brennstoffmatrix sein kann, zeigt der Bezug von Grambow (KfK) zum Trinkwasser: Würde die im Umfeld eines Pollux durch die Löslichkeit hervorgerufene Pu-Konzentration mit der aufgrund der Radiotoxizität erlaubten Konzentration für die Trinkbarkeit von Wasser verglichen, so ergäbe sich für einen beruflich Strahlenexponierten nur eine um den Faktor 100 zu hohe Belastung. Wird zusätzlich bedacht, daß das im Pollux-Umfeld vorhandene Wasser vor Genuß aufgrund seines Salzgehaltes mit Sicherheit verdünnt werden würde, so wäre schon die gefahrlose Trinkbarkeit erreicht.

Übertragbarkeit der Forschungsergebnisse auf andere Bereiche

Hierzu machte Closs vom KfK folgende Angaben: Die Ergebnisse der Schachtförderversuche sind sowohl auf die Einlagerung großer radioaktiver Abfallgebinde in anderen Endlagerformationen, als auch für nicht nuklear bedingten Bergbau verwendbar. Die Ergebnisse der übertägigen Versuche zum untertägigen Einlagerungsablauf wie die schienengebundene Beförderung und das Umladen der Gebinde sind universell einsetzbar. Die Ergebnisse zur Strahlenbelastung unter Tage sind auf andere Endlagerformationen übertragbar.

Fragmente Closs

Hülsen und Strukturteile sollten wasserfrei konditioniert werden, um die Gasbildung zu beschränken. Das heißt, es muß vom bisherigen Zementierungskonzept abgegangen und z.B. auf ein Kompaktierungskonzept übergegenagen werden.

Ein wesentliches Kriterium für die Endlagerauslegung müssen die im Gebirge erlaubten Zugspannungen sein.

Noch notwendige Arbeiten

Nach Abschluß des PTE-Programms werden vom BMBF im Rahmen von Energie- und Umweltforschungsprogrammen nur noch Einzelprojekte gefördert, die nicht durch die Wirtschaft refinanziert werden können. Beispiele sind: Langzeitsicherheit verglastem HAW, Eignung anderer Endlagerformationen, Entsorgung von Forschungsreaktor-BE, Kernmaterialüberwachung. Es stehen dafür jährlich 20 Mill. DM Projektmittel und 30 Mill. DM im Rahmen der Förderung der Großforschungseinrichtungen zur Verfügung.

Bloser vom BMU sieht für die Zukunft folgende Arbeiten als wichtig an: Die Bohrlochlagerung muß als Variante weiter verfolgt werden (allerdings ausdrücklich ohne Kokillen, sprich Zerschneiden), die Gasbildung und -beherrschung muß erforscht werden, es gibt noch kein allgemein akzeptiertes Konzept für die Kernmaterialüberwachung.

Aus Sicht der DBE sind bis zur großtechnischen Einführung der direkten Endlagerung noch folgende Entwicklungsarbeiten notwendig: Erprobung der Einlagerungsabläufe unter Tage, um die Ergebnisse der übertägigen Versuche abzusichern. Dies ist unbedingt notwendig, um den Einfluß von Temperatur, Konvergenz und Atmosphäre unter Tage einbeziehen zu können. Untersuchungen zur Optimierung der Endlagerkonzepte bezüglich Kosten, Strahlenbelastung und Wärme. Zu Überlegen ist z.B. auch eine Konzeptänderung, die nur noch die Einlagerung der Innenbehälter des Pollux in horizontalen Bohrlöchern vorsieht. Sinnvoll wäre nach Eignungsfeststellung eine Versuchseinlagerung in Gorleben etwa ab 2010. Absicherung der geotechnischen Daten und Übertragbarkeit der in der Asse gewonnenen Daten auf Gorleben. Entwicklung von Safeguardüberwachungssystemen.

Die Versuche zur Temperaturabhängigkeit des Kompaktierungsprozesses vom Versatz werden mit EU-Mitteln weitergeführt.

Wolfgang Neumann Hannover, den 20.12.1995 Tagungsbericht "Direkte Endlagerung" Seite 1


zurück zur Homepage