Mobilisierung, Transport und Rückhaltung von Radionukliden

Tabelle 29: Forschungsbedarf Mobilisierung, Transport und Rückhaltevermögen von Radionukliden.

Kapitel 2.4.4.2 Forschung Standortauswahl Grundlagen-

Forschung Ermittlung

Ermittlung von SR für Übertägige Er- Untertägige Er-Untersuchungsthemen von Teilgebieten übertägige Er-kundung kundung kundung

Repräsenta- Weiterführende Umfassende tive vorläufige vorläufige Si- vorläufige Si-Sicherheitsun- cherheitsunter- cherheitsunter-tersuchungen suchungen suchungen Steinsalz

Versagensszenarien für Endlagerbehälter

unter Berücksichtigung der Kompatibilität X

mit Rückholungsanforderungen sind zu entwickeln und ihr zeitliches Auftreten ein-zuschätzen.

Auswertung der Eigenschaften von Ton-salz.

Untersuchung der potenziellen

Sorptions-X

fähigkeit von Salzgrus-Ton-Gemischen

gegenüber langzeitrelevanten Radionukli- X

den.

Tongestein/Kristallin

Raten einer Radionuklid-Mobilisierung aus

CSD-C Abfällen und den Strukturteilen X X X

aus der Wiederaufarbeitung und Brennele-mentkonditionierung

Untersuchungen zum Einfluss mikrobieller

Korrosionsprozesse auf die Behälterstand- X X X X

zeit

Untersuchungen zum Lösungs- und

Gas-transport in der transienten Phase im un- X

gesättigten Versatz

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plexbildung unter salinaren Lösungsbedin- X

Einflusses der Temperatur auf die Kom-gungen

Weiterentwicklung von Oberflächenkom-plexmodellen zur Beschreibung der Sorp-tion in natürlichen Systemen (z. B. zur Ab-sicherung von Kd-Werten)

X

Gemäß BMU 2010 ist der Einschluss der Radionuklide in einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich für wahrscheinliche Szenarien zu gewährleisten. Für weniger wahr-scheinliche Szenarien dürfen aus dem ewG allenfalls geringfügige Mengen an Radio-nukliden freigesetzt werden. Dies bedeutet, dass das Endlagersystem auch im Falle von wenig wahrscheinlichen Szenarien seine Schutzfunktion erfüllt und sich gegenüber der Freisetzung von Radionukliden als robust erweist. Um diese Robustheit gegenüber po-tenziellen Freisetzungen in einem Abwägungsprozess bewerten zu können, werden üb-licherweise konservative Annahmen und Freisetzungsszenarien getroffen.

Steinsalz:

FuE-Bedarf besteht zu den Versagensszenarien für die Endlagerbehälter und ihr zeitli-ches Auftreten. Hierbei ist insbesondere die Kompatibilität zwischen den Anforderungen, die aus der Rückholung resultieren und den Versagensszenarien zu beachten. Bei Sze-narien, die die Behälterkorrosion beinhalten, ist eine Sorption an den Korrosionsproduk-ten einzubeziehen.

Bentonit-Beimischungen verbessern möglicherweise die Einschlussfunktion des Salz-grusversatzes. Vor diesem Hintergrund sollten die Eigenschaften von Tonsalz als natür-liches Analogon ausgewertet werden und gezielte Untersuchungen zur Sorptionsfähig-keit dieser Gemische stattfinden.

Tongestein/Kristallingestein:

Hinsichtlich des Quellterms bestehen Kenntnisdefizite bei der Quantifizierung der "In-stant Release Fraction" für die dosisrelevanten Radionuklide, insbesondere I-129. Zu diesem Thema wurde Anfang 2015 der Abschlussbericht des europäischen Forschungs-projekts „First Nuclides“ veröffentlicht (Kienzler et al. 2012b). Die Ergebnisse dieses Pro-jekts müssen zuerst im Hinblick auf die langzeitsicherheitsanalytische Relevanz über-prüft werden, bevor weiterer Forschungsbedarf spezifiziert werden kann.

Bezüglich der Mobilisierung sind derzeit die Raten der Radionuklid-Mobilisierung aus CSD-C Abfällen und den Strukturteilen aus der Wiederaufarbeitung und Brennelement-konditionierung nicht bekannt. Auch nicht bekannt ist der Einfluss hoher Abbrände auf die Größe der "Instant Release Fraction".

Ob ein advektiv-dispersiver Transport von Radionukliden aus den Einlagerungsberei-chen stattfindet, hängt davon ab, ob Endlagerbehälter ausgefallen sind und sich ein

durchgängiger Lösungspfad im Grubengebäude gebildet hat, so dass die Antriebsme-chanismen für eine Strömung wirken können. D. h., es ist zunächst wichtig, die Behäl-terlebensdauer unter den jeweiligen Standortbedingungen bzw. dem jeweiligen hydro-chemischen Milieu zu bestimmen. In dem Zusammenhang ist der Einfluss von Mikroben auf die Korrosion der Behälter zur besseren Quantifizierung der Behälterlebensdauer und damit dem Beginn einer Freisetzung noch wenig untersucht.

Parallel dazu ist zu ermitteln, ab wann sich im Zuge der Aufsättigung ein durchgehender Lösungspfad im versetzten Grubengebäude bilden kann, so dass ein advektiver Trans-port beginnen kann. Ebenfalls unklar ist, welchen Einfluss die Lösungsströme zur Auf-sättigung des Versatzes auf den Radionuklidtransport haben und inwieweit in dem teil-gesättigten Versatz bereits ein Radionuklidtransport in Lösung stattfindet.

Ob, und wenn ja, bis wohin ein Transport gasförmiger Radionuklide erfolgt, ist für ein Endlager im Kristallin derzeit noch unklar. Prinzipiell können Radionuklide über den Gas-pfad aus dem Endlager, vornehmlich über Kluftsysteme, entweichen und in die Bio-sphäre gelangen. Die daraus möglichen resultierenden Strahlenexpositionen sind in dem Zusammenhang unklar. Um Abschätzungen über den Transport machen zu kön-nen, ist es wichtig, die chemische Form, in der C-14 vorliegt zu bestimmen. Darüber hinaus ist die Relevanz der Sorption für Radionuklide in der Gasphase nicht geklärt.

Zur detaillierten Berechnung des Radionuklidtransports durch Diffusion fehlen derzeit noch verschiedene elementspezifische Diffusionskoeffizienten für das jeweilige Wirtsge-stein, den Versatz und die Barrieren.

Für den Prozess der Sorption und Desorption ist das Sorptionsverhaltens einiger Radi-onuklide bzw. der Elemente und deren anionischen und kationischen Verbindungen (z. B. Iod) noch nicht ausreichend geklärt. Dies gilt auch für die Sorption von Radionuk-liden an Materialien mit Zementphasen sowie an in situ relevanten Produkten der Korro-sion von Zementphasen und Metallen.

Kolloidbildung und -transport können zum Masseverlust der Tonfraktion der Verschluss-bauwerke führen. Dieser Prozess kann wegen fehlender Daten zu Strömungsvorgängen im Grubengebäude derzeit noch nicht quantifiziert werden. Bei Fließraten deutlich unter etwa 10^-7 m/s (Baik et al. 2007) kann ein vernachlässigbarer Einfluss dieses Prozesses auf die Funktion von Verschlussbauwerken und Versatzes erwartet werden. Eine Bewer-tung des Masseverlustes mit dem Abtransport durch Kolloide für die Auslegung von Ver-schlussbauwerken liegt bisher nicht vor. Generell fehlen Informationen zu Bildung, Transport und Filtration von Bentonitkolloiden unter zu erwartenden In situ-Bedingun-gen.

Im Zusammenhang mit der Komplexbildung bestehen u. a. Kenntnisdefizite hinsichtlich des Einflusses der Temperatur auf die Komplexbildung unter salinaren Lösungsbedin-gungen. Darüber hinaus wäre eine Weiterentwicklung von Oberflächenkomplexmodel-len zur Beschreibung der Sorption in natürlichen Systemen hilfreich, um z. B. eine Absi-cherung von Kd-Werten (Rückhalteparameter im Stoffmodell) und deren Bandbreiten als Grundlage von Berechnungen zu erzeugen.

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