Amin Bannani
GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH Frohnhauser Straße 67, 45127 Essen amin.bannani@gns.de
Ansgar Wunderlich 1), Matthias Dittrich 2), Michael Ulbrich 2)
BGE TECHNOLOGY GmbH 1)
GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH 2)
Kurzfassung
Im Projekt „ELBRock“ wurden die für die Endlagerbehälterkonzeptfindung notwendigen Grundlagen und Randbedingungen sowie der Stand von Wissenschaft und Technik hinsichtlich der Endlagerung hochradioaktiver und wärmeentwickelnder Abfälle in kristallinem Wirtsgestein zusammengetragen. Es wird eine Methode vorgestellt, mit der eine geeignete Werkstoffauswahl für die Entwicklung von Endlagerbehälterkonzepten in Deutschland getroffen werden kann. Potenziell geeignete Werkstoffkombinationen wurden identifiziert und nach geeigneten, wissenschaftsbasierenden Kriterien durch Fachexperten im Rahmen einer Nutzwertanalyse bewertet. Die Bewertung wurde anschließend mit einer Sensitivitätsanalyse komplementiert. Basierend darauf wird im Ergebnis u.a. ein Endlagerbehälterkonzept bestehend aus korrosionsbeständigem Stahl mit einer lastabtragenden Schicht aus unlegiertem Stahl, sowie ein Endlagerbehälterkonzept aus Kupfer mit einer lastabtragenden Schicht aus Gusseisen favorisiert.
Schlüsselwörter
Behälter, Endlager, hochradioaktive Abfälle
Einleitung
Bei der geologischen Tiefenlagerung von hochradioaktiven Abfällen in kristallinem Wirtsgestein stehen eine geeignete Werkstoffauswahl als auch die sicherheitsrelevanten Funktionen des Endlagerbehälters in direkter Wechselwirkung mit dem Sicherheitskonzept des Endlagers.
Im Projekt „ELBRock – Entwicklung von Endlagerbehälterkonzepten für die geologische Tiefenlagerung von hochradioaktiven Abfällen in kristallinem Wirtsgestein“ wurden durch das Konsortium, bestehend aus der GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH (GNS) und der BGE TECHNOLOGY GmbH (BGE TEC), seit Projektstart im April 2022 die für die Endlagerbehälterkonzeptfindung notwendigen Grundlagen und Randbedingungen, sowie der Stand von Wissenschaft und Technik hinsichtlich der Endlagerung hochradioaktiver und wärmeentwickelnder Abfälle im kristallinem Wirtsgestein zusammengetragen.
Um den mit der Entwicklung verbundenen technischen Herausforderungen zu begegnen, wurde auf Basis des Stands von Wissenschaft und Technik sowie basierend auf gesetzlichen Vorgaben, anzuwendenden technischen Regelwerken, projektspezifischen Festlegungen und dem derzeitigen Planungsstand des Auftraggebers ein Anforderungskatalog für Endlagerbehälter in kristallinem Wirtsgestein ausgearbeitet.
Der Endlagerbehälter (ELB) als technische Barriere kann bzw. muss zusammen mit den geotechnischen Barrieren die Ausbreitung von Radionukliden verhindern. Zu den geotechnischen Barrieren zählt insbesondere das sich im Nahfeld des Endlagerbehälters befindliche Versatzmaterial. Des Weiteren wurde für das Projekt „ELBRock“ festgelegt, dass Bentonit unabhängig von den weiter zu
betrachtenden Endlagerbehälterkonzepten (ELB-Konzepte) anzunehmen ist, da es u.a. bei Lösungszutritt in Folge seines Quellvermögens eine hinreichend geringe Permeabilität sicherstellt.
In [1] wird der sichere Einschluss von radioaktiven Abfällen durch einen oder mehrere einschlusswirksame Gebirgsbereiche (ewG) als Endlagersystem Typ 1 bezeichnet. Sofern kein ewG ausgewiesen werden kann, wird der sichere Einschluss der radioaktiven Abfälle durch die technischen und geotechnischen Barrieren, welche für die jeweilige geologische Umgebung geeignet sind, gewährleistet. Dieses System wird in [1] als Endlagersystem Typ 2 bezeichnet.
In Deutschland muss für das Endlagersystem Typ 2 der Endlagerbehälter in Kombination mit der geotechnischen Barriere den radiaoaktiven Abfall für einen Zeitraum von mindestens 1.000.000 Jahre sicher umschließen. Dies stellt sehr hohe Anforderungen an die Werkstoffauswahl des ELB.
Zur Identifikation von geeigneten Werkstoffen für ELB-Konzepte für die geologische Tiefenlagerung von hochradioaktiven Abfällen in kristallinem Wirtsgestein wurde zunächst definiert, welche primären Schutzfunktionen für Endlagerbehälter relevant sind. Demnach muss jedes ELB-Konzept die drei folgenden ermittelten Schutzfunktionen erfüllen:
- Die mechanische Stabilität des Endlagerbehälters gegenüber den äußeren Einwirkungen im Endlager B. dem Quelldruck des Bentonits oder einer Gletscherauflast muss sichergestellt sein.
- Eine dichte Umschließung des hochradioaktiven Abfalls über den anzunehmenden Bewertungs- zeitraum muss z. durch stoffschlüssige Werkstoffverbindungen zwischen Behälterkörper und Deckel sichergestellt sein.
- Der Endlagerbehälter muss eine ausreichende Korrosionsbeständigkeit gegenüber den im Endlager vorherrschenden Randbedingungen aufweisen.
Gemäß den drei identifizierten Schutzfunktionen wurde ein 3-Schichtmodell angesetzt, welches den prinzipiellen Aufbau eines ELB abbilden soll (siehe Abbildung 1 a). Den drei Schichten wurden jeweils potenziell geeignete Werkstoffgruppen zugeordnet und im Anschluss bezüglich ihrer Eignung bewertet.
Im Ergebnis der Eignungsbewertung wurden 18 verbliebene Werkstoffkombinationen aus geeigneten Werkstoffgruppen für Endlagerbehälter für das Endlagersystem Typ 2 identifziert, siehe Abbildung 1 b). Parallel wurden 15 verbliebene Werkstoffkombinationen für Endlagerbehälterkonzepte für ein
Endlagersytem Typ 1 ermittelt, für den bei einem einschlusswirksamen Gebirgsbereich angenommen werden kann, dass sich weniger hohe Anforderungen an die Lebensdauer des Endlagerbehälters ergeben.
Nachfolgend werden beispielhaft für beide Endlagersysteme nur die Arbeiten zur weiteren Eingrenzung potentiell geeigneter Werkstoffkombinationen für das Endlagersystem 2 diskutiert und die Vorgehensweise zur Entscheidungsunterstützung, welche der Werkstoffkombinationen für Endlagerbehälterkonzepte dieses Endlagersystem Typs am erfolgsversprechendsten sind, vorgestellt.
Methode
Um den Anforderungen des Projektauftrags, in dem bis zu drei verschiedene Endlagerbehälterkonzepte ausgewählt und nachfolgend entwickelt werden sollen, Rechnung zu tragen, war es notwendig die Anzahl der möglichen Werkstoffkombinationen weiter einzugrenzen. Dabei wurde Wert auf eine möglichst ergebnisoffene und technisch begründete Reduktion der Werkstoffkombinationen gelegt. Weiterhin war eine transparente Methode gefordert, anhand derer bewertbare Kriterien zur systematischen Eingrenzung theoretisch möglicher Endlagerbehälterkonzepte zur Verfügung zu stellen waren, um eine objektive Entscheidung für zu bevorzugende Werkstoffkombinationen zu ermöglichen. Eine Nutzwertanalyse nach [2] ist ein probates Mittel, um einen solchen Entscheidungsprozess zu unterstützen. Dabei sind sowohl Bewertungskriterien wie auch deren Gewichtungsfaktoren festzulegen, auf deren Basis dann eine Rangfolge der Endlagerbehälterkonzepte erwachsen kann.
Exemplarisch für die im Projekt „ELBRock“ durchgeführten Arbeiten, werden nachfolgend drei der verwendeten zehn Bewertungskriterien und deren Bedeutung in Hinblick auf die Werkstoffauswahl erläutert.
Als eines dieser drei Bewertungskriterien wurde das allgemeine „Verhalten der Korrosionsschutzschicht“ der Werkstoffgruppen hinsichtlich der potenziellen Langzeitbeständigkeit unter Endlagerbedingungen bewertet. Hierbei ist relevant, ob die Schicht (Abbildung 1) geeignete Eigenschaften aufweist, um die weiteren Schichten vor schädigenden äußeren Einflüssen (z.B. Lösungszutritt) zu schützen.
Ein weiteres Kriterium, welches im Folgenden als „Komplexität der Herstellung des Verschlusses des ELB in der Heißen Zelle“ bezeichnet wird, bewertet die fertigungstechnische Eignung der Werkstoffgruppen für die Schichten und als Verschlusssystem. Dabei wird davon ausgegangen, dass für den Endlagerbehälter von solchen Dimensionen auszugehen ist, dass er die jeweilige Abfallform als Ganzes aufnehmen kann und der Verschluss grundsätzlich über ein stoffschlüssiges Fügeverfahren erfolgt. Hierbei ist von Relevanz, ob dabei der sichere Verschluss des Endlagerbehälters beispielsweise qualifiziert, qualitätsgesichert, reproduzierbar und automatisiert garantiert werden kann. Dabei ist auch zu berücksichtigen, dass der Verschluss des Endlagerbehälters unter den technischen Gegebenheiten und dem Strahlungsfeld einer Heißen Zelle und in einer vertretbaren Zeit erfolgen muss. Des Weiteren zu betrachten ist auch die Komplexität der Handhabungsschritte bis zum Verschluss des Endlagerbehälters, sowie die Gewährleistung einer gasdichten Verbindung für die Schichten und . Bei der Komplexität wird bewertet, ob es etablierte Verfahren zum Verschluss und dessen Prüfung gibt, sowie ob einfache (bzw. weniger komplexe) Arbeitsschritte vorliegen, die zu einer erhöhten Verlässlichkeit des Verschlussverfahrens beitragen und damit indirekt die Langzeitsicherheit des ELB sicherstellen.
Der Einfluss der Werkstoffgruppen in Hinblick auf die „Kritikalitätssicherheit unter zu erwartenden Entwicklungen im Endlager“ (d.h. dem Neutronenmultiplikationsfaktor) von ELB wurde ebenfalls als bewertbares Kriterium herangezogen und bewertet. Um eine Vergleichbarkeit der Werkstoffkombinationen untereinander zu ermöglichen, wurde eine einheitliche geometrische Anordnung des radioaktiven Abfalls und des Wandaufbaus des Behältermodells unterstellt. Die Bewertung erfolgte auf Basis von repräsentativen Kritikalitätsrechnungen und unter Berücksichtigung relevanter physikalischer Effekte.
Um den Beitrag der einzelnen Kriterien zum Endergebnis in Hinblick auf ihre Bedeutung bei der Werkstoffauswahl für ELB-Konzepte ermitteln zu können, mussten diese gewichtet werden. Dafür wurde die Methode der Rang-basierten Zuweisung von Gewichtungsfaktoren verwendet. In dem
vorliegenden Beispiel wurde eine Wichtung der jeweiligen Kriterien am Gesamtergebnis (welches auf 100% normiert ist) von circa 18% für das „Verhalten der Korrosionsschutzschicht“, 16% für die
„Komplexität der Herstellung des Verschlusses des ELB in der Heißen Zelle“ und 6% für die
„Kritikalitätssicherheit unter zu erwartenden Entwicklungen im Endlager“ vergeben. Die verbliebenen 60% sind auf die anderen 7 Kriterien verteilt. Dabei muss darauf hingewiesen werden, dass die mathematische Gewichtung keine Wertung der Kriterien darstellt und deshalb alle Kriterien prinzipiell wichtig sind. Die Methode der Rang-basierten Zuweisung von Gewichten ermöglicht lediglich eine Abwägung der Kriterien untereinander im Hinblick auf ein zielführendes Gesamtergebnis.
Zur Bewertung der 10 Kriterien wurden Fachexperten befragt, die auf Basis ihrer Expertise und Qualifikation eine geeignete Einschätzung zu Gunsten der einen oder anderen Werkstoffgruppe geben konnten. Einige Kriterien wurden neben der Bewertung der Fachexperten um quantitative Berechnungen ergänzt. Die Bewertung der Fachexperten erfolgte auf Basis einer zu vergebenden Punktzahl zwischen 1 und 5, wobei die höchste Punktzahl die beste Eignung, und die niedrigste Punktzahl eine ausreichende Eignung darstellte. Die Bewertungen der Fachexperten zu einem Kriterium und einer Werkstoffkombination wurden jeweils gemittelt.
In einer nachgelagerten Sensitivitätsanalyse wurde die Robustheit und die Streuung der resultierenden Bewertungen der Werkstoffkombinationen ausgewertet. Da die Gewichtungen das Ergebnis einer solchen Nutzwertanalyse beeinflussen, wurde deren Einfluss auf das Endergebnis (bspw. nach [2]) analysiert und diskutiert.
Ergebnisse und Diskussion
Bewertungsresultate am Beispiel der drei ausgesuchten Kriterien
Die Bewertungsergebnisse (Mittelwerte) der Nutzwertanalyse sind in Abbildung 2 exemplarisch für die drei zuvor beschriebenen Kriterien dargestellt. Die Bewertungsergebnisse variieren zwischen 1 und 5 und sind im Netzdiagramm den jeweiligen Werkstoffkombinationen (Nr. 1 bis 18 gemäß Abbildung 1 b) zugeordnet.
Aus der Bewertung des Verhaltens der Korrosionsschutzschicht in Abbildung 2 a) lässt sich eine gute Eignung von Titan- und Titanlegierungen (Nr. 1, 2) sowie von Emaille- bzw. Keramikverbundwerstoffen (Nr. 15, 16 bzw. 17, 18) feststellen. Dies lässt sich dadurch begründen, dass diese Werkstoffgruppen gute Korrosionsschutzeigenschaften gegenüber einer Vielzahl von Reaktionspartnern haben. Auch Nickel (Nr. 5, 6), Nickellegierungen (Nr. 7, 8) und Kupfer-Werkstoffe (Nr. 9, 10) zeichnen sich durch gute Korrosionsschutzeigenschaften aus. Im relativen Vergleich zu diesen Werkstoffen werden korrosionsbeständige Stähle (Nr. 3,4), Kupfer-Nickel (Nr. 11, 12) und Kupfer-Zinn / Kupfer-Aluminium Werkstoffe (Nr. 13, 14) nachteilig bewertet.
Betrachtet man die Ergebnisse der Bewertung der „Komplexität der Herstellung des Verschlusses des ELB in der Heißen Zelle“, so ist eine klare Präferenz zu einem Verschlusssystem aus
korrosionsbeständigen Stählen (Nr. 3, 4) erkennbar. Dies liegt maßgeblich daran, dass der Verschluss des Endlagerbehälter über eine schweißtechnische Verbindung auf Basis technisch etablierter Methoden erreicht werden kann. Im Vergleich dazu sind Werkstoffkombinationen aus Emaille- und Keramikverbundwerkstoffen besonders nachteilig zu bewerten, weil diese zusätzliche Fertigungschritte beim Fügen der Verbindung erfordern und die notwendigen Qualitätssicherungsmaßnahmen weniger etabliert sind. In die Betrachtung geht mit ein, dass die Emaille- bzw. die Keramikschichten nachträglich lokal aufzubringen sind, d.h. nachdem das Trägermaterial schweißtechnisch verbunden wurde, um die dichte Umschließung des radioaktiven Abfalls zu gewährleisten. Weiterhin müssen solche nachträglich aufgebrachten Korrosionsschutzschichten nach Applikation auf deren Fehler- und Porenfreiheit separat geprüft und beurteilt werden, was zusätzlichen Aufwand erfordert und technologisch schwerer umzusetzen ist, als dies beispielweise für andere Werkstoffgruppen der Fall wäre.
Die Bewertung der „Kritikalitätssicherheit unter zu erwartenden Entwicklungen im Endlager“ wurde mit einem Monte-Carlo-Programm unterstützt, basierend auf einem einheitlichen Berechungsmodell, welches sich in seinen geometrischen Randbedingungen nicht unterschied. Im Ergebnis sind alle Werkstoffgruppen hinsichtlich der Kritikalitätssicherheit prinzipiell geeignet. Da sich die Ergebnisse nur geringfügig unterschieden (es wurde mindestens eine 3 vergeben) liegt die Bewertung somit zwischen
3 und 5. Für die Werkstoffe der mechanisch lastabstragenden Schicht in nächster Nähe zur Neutronenquelle, d.h. dem radioaktiven Abfall ergibt sich, dass die Werkstoffgruppe Gusseisen (Nr. 2, 4, 6, 8, 10, 12, 14 und 16) aufgrund des niedrigeren thermischen Neutronenabsorptions- wirkungsquerschnitts schlechter bewertet wurde. Dies ergab sich auch für Werkstoffgruppen in den Schichten und , bei denen stärker Neutronen reflektierende Werkstoffe mit höherer Dichte (Nr. 3 bis 18) angenommen wurden. So ist exemplarisch die Werkstoffkombination (Nr. 4) mit einer mechanisch lastabtragenden Schicht aus Gusseisen im Vergleich zu (Nr. 3) mit seiner mechanisch lastabtragenden Schicht aus unlegiertem Stahl, oder analog die kupferbasierte Werkstoffkombination (Nr. 10) im Vergleich zu (Nr. 9) schlechter bewertet worden, was sich in einem sternförmigen Erscheinungsbild in Abbildung 2 c) wiederspiegelt.
Deutlich erkennbar sind die Werkstoffkombinationen (Nr. 3, 4) auf Rang 1 und 2 von 18 platziert, die ein Endlagerbehälterkonzept aus der Werkstoffgruppe korrosionsbeständiger Stahl mit einer mechanisch
lastabtragenden Komponente aus der Werkstoffgruppe unlegierter Stahl (Nr. 3) bzw. Werkstoffgruppe Gusseisen (Nr. 4) repräsentieren, mit einer leichten Präferenz für die Werkstoffkombination (Nr. 3).
Im Graphen in Abbildung 3 zeigt sich in den Fehlerbalken auch eine teilweise uniforme Überlappung der Werkstoffkombinationen (Nr. 1, 2 und 5 bis 14), die keine klare Unterscheidung zulassen. Die Werkstoffkombinationen (Nr. 9, 10) ist rechnerisch als Ergebnis der Nutzwertanalyse auf den Rängen 3 und 4 von 18 platziert.
Als nachteilig wurden die Werkstoffkombinationen (Nr. 14 bis 18) bewertet, bei denen es sich um die Werkstoffverbunde aus Emaille oder Keramik auf einem Trägermaterial handelt und die im Rahmen der Ungenauigkeit der Bewertung nicht voneinander zu unterscheiden sind, und somit auf den letzten Rängen 15 bis 18 platziert sind.
Bei der Sensitivitätsanalyse in b) wurde ermittelt, wie robust das Ergebnis gegenüber einer Änderung der Gewichtung ist. Die separate Betrachtung zur Sensitivität der Nutzwertanalyse auf die Gewichtungsfaktoren zeigte auf den Rängen 1 bis 5 von 18 keine relevante Präferenz der einen oder anderen Werkstoffkombination, sodass mit hinreichender Genauigkeit und im Rahmen der methodischen Vorgehensweise davon ausgegangen werden konnte, dass die Werkstoffkombinationen (Nr. 3, 4) und (Nr. 9, 10) eine erfolgsversprechende Werkstoffauswahl für einen Endlagerbehälter für das Endlagersystem Typ 2 darstellen und somit das Potenzial haben, einen sicheren Einschluss des radioaktiven Abfalls über einen Bewertungszeitraum von mindestens 1.000.000 Jahren zu gewährleisten.
Zusammenfassung und Fazit
Im Rahmen dieser Arbeit wurde eine transparente und methodische Vorgehensweise beschrieben, wie am Beispiel für das Endlagersystem Typ 2 auf Basis von 18 vorausgewählten Werkstoffkombinationen die erfolgsversprechendsten Werkstoffe für Endlagerbehälterkonzepte identifiziert werden konnten.
Unter Berücksichtigung der Ergebnisse der Nutzwertanalyse wurden die beiden Konzepte
- Korrosionsbeständiger Stahl mit einer lastabtragenden Schicht aus unlegiertem Stahl (Nr. 3) und
- Kupfer mit einer lastabtragenden Schicht aus Gusseisen (Nr. 10)
ausgewählt. Somit werden Werkstoffkombinationen weiter verfolgt, die dem internationalen Endlagerbehälterkonzept in Tschechien ähneln [4], bzw. dem Endlagerbehälterkonzept in Skandinavien
[5] entsprechen, welche ebenfalls für das Wirtsgestein Kristallin vorgesehen sind.
Ausblick
Im weiteren Projektverlauf werden Endlagerbehälterkonzepte auf Basis der ausgewählten Werkstoffkombinationen fachgebietsspezifisch detailliert. Dazu folgt eine Ausarbeitung von beispielweise Zeichnungen und Datenblättern auf Konzeptniveau für ELB und eines Overpacks für den innerbetrieblichen Transport bzw. Einlagerung. Diese Konzeptauslegung von ELB und Overpack basiert nach derzeitigem Stand auf weitesgehend analystischen Methoden. Zudem erfolgt eine konzeptionelle Auslegung des Versatzes im Nahfeld des ELB.
Danksagung
Diese Arbeit wurde im Auftrag von der Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) umgesetzt, sowie finanziert.
Referenzen
[1] | Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE), “Konzept zur Durchführung der repräsentativen vorläufigen Sicherheitsuntersuchungen gemäß Endlagersicherheitsuntersuchungsverordnung (Stand 28.03.2022),” Bundesgesellschaft für Endlagerung, Peine, 2022. |
[2] | J. Kühnapfel, “Scoring und Nutzwertanalysen – Ein Leitfaden für die Praxis,” Springer Gabler, Wiesbaden, 2021. |
[3] | L. Papula, “Mathematische Formelsammlung für Ingenieure und Naturwissenschaftler mit Rechenbeispielen und einer ausführlichen Integraltafel.,” 8. Durchges. und erg. Aufl. ed. Wiesbaden, 2003. |
[4] | M. Matulová, “Waste disposal package for spent nuclear fuel in the Czech Republic, Tech. Report. No. 665/2023,” SÚRAO, Prague, 2023. |
[5] | SKB, “The barriers in the KBS-3 repository in Forsmark,” SKB, 2018. |
[6] | Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE), “Steckbrief für Forschungsvorhaben. Entwicklung von Endlagerbehältern für die geologische Tiefenlagerung von hochradioaktiven Abfällen in kristallinem Wirtsgestein (Stand 19.05.2022),” Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE), Peine, 2022. |
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