Arbeitsbericht NAB 20-31

1              Einleitung

Die Entwicklung und Dokumentation einer Methodik für die Definition des Mindestabstands zwischen den HAA- und SMA-Lagerteilen im Kombilager gilt im sicherheitstechnischen Vergleich als notwendiger Schritt zur Auswahl der Standorte bzw. des Lagertyps. Die Nagra tritt damit auf die Auflage 5.3 des Bundesrats zum Entsorgungsprogramm 2016 (Nagra 2016a) ein, welche besagt: "Im Entsorgungsprogramm 2021 hat die Nagra die grundsätzlich bestehenden Varianten bei einer Kombilager-Lösung aufzuzeigen, um mögliche sicherheitsrelevante Beeinträchtigungen der einzelnen Lagerteile zu vermeiden. Ausserdem sollen der relative Platzbedarf und die sicherheitstechnisch anzustrebenden Varianten dokumentiert werden". Die im vorliegenden Bericht beschriebene Methodik­entwicklung zur Kombilager-Lösung umfasst auch deren beispielhafte Anwendung im Rahmen der standortbezogenen Lager­projekte, inkl. beispiel­hafte Ableitung des Mindestabstands und ggf. weiterer (Mindest‑)Anforderungen. Darüber hinaus schliesst die Methodik die Analyse von Vorgaben, Anforderungen und bestehenden internen Festlegungen mit ein, sodass auch diesbezügliche Änderungen bei der Anwendung der Methodik berücksichtigt werden können.

Wesentlicher Bestandteil der Methodikentwicklung sind modellunterstützte Systemanalysen zur Lang­­zeitsicherheit eines Kombilagers. Hierzu zählen (i) Analysen zur Identifikation von poten-ziell relevanten Entwicklungsszenarien inklusive der zu betrachtenden Prozesse und Para­meter (phänomenologische Analysen), (ii) Sensitivitäts- und Robustheitsanalysen zur Bewer­tung der Barrierenintegrität ("Performance Assessment" – PA) sowie (iii) System-, Sensitivitäts- und Robustheitsanalysen zur Bewertung der resultierenden Radionuklidfreisetzung.

Für die phäno­menologischen Systemanalyse und die Robustheitsanalysen zur Barrieren­integrität werden sowohl generische (d.h. standortunabhängige) als auch standortbezogene Bewertungs­modelle aus dem Modellportfolio des MARIE-Projekts ("Model based Assessment of Repository Induced Effects") verwendet und punktuell weiter­entwickelt (Papafotiou & Namhata 2018). Bezüglich Radionuklidtransport werden die in den vergangenen Jahren erarbeiteten Modelle für die Analyse der Freisetzung von volatilen Radionukliden über die Zugangsbauwerke des SMA-Lagers für ein generisches Kombilager weiterentwickelt.

Als Bewertungsgrundlagen müssen die geologischen Verhältnisse in den Standortgebieten, die zu berücksichtigenden Lagerkonfigurationen und die abfallbezogenen Quellterme (Wärme, Gas und Radio­nuklide) spezifiziert werden. Im Rahmen der Methodik-Entwicklung und ihrer beispiel­haften Anwendung in diesem Bericht erfolgen die entsprechenden Festlegungen auf der Grund­lage der Referenz­konzepte aus der Etappe 2 des Sachplanverfahrens mittels sogenannter "provisorischer Objektdatensätze", die ausschliesslich für den vorliegenden Anwendungszweck gültig sind. Weitere Grundlagen bilden die Ergebnisse und Arbeits­hypothesen, welche in der Vorbereitungsphase zum sicherheitstechnischen Vergleich erarbeitet wurden. Für die zukünftige Anwendung der ent­wickelten Methodik werden sowohl die Referenzkonzepte als auch die Objektdatensätze aufdatiert.

Der erforderliche Mindestabstand zwischen den HAA- und SMA-Lagerteilen und ggf. weitere Anforde­rungen bezüglich der gegenseitigen Anordnung der Lagerteile (z.B. Orientierung der Lager­­­tunnel unter Berücksichtigung von lokalem Spannungsfeld und Schichtneigung) können mittels semi-generischer 2D‑ und 3D-Modelle für jeden Standort separat abgeleitet werden. Solche Modelle können auch für eine spätere Bewertung der sicherheitstechnischen Konse­quenzen ver­wendet werden, welche sich für konkretere standortspezifische Konfigurationen eines Kombi­­lagers ergeben (z.B. ausreichendes Platzangebot).