In the Federal Republic of Germany it is provided to dispose of the radioactive wastes from nuclear power plants in a repository within a salt dome. Because of the radioactive decay heat the salt dome will be heated, which a. o. results in thermal stress-strainfields. Therefore the mechanical integrity and the maintenance of the barrier-function of the rock has to be ensured by use of suitable calculational models. The problematic nature of such models is explained by describing the German concept for the ultimate storage facility for high-level radioactive wastes (HAW) and the principal calculational strategy. Furthermore the actual state of model development and some calculational results are presented. Zusammenfassung: In der Bundesrepublik Deutschland ist zur Beseitigung des bei der friedlichen Nutzung der Kernenergie anfallenden radioaktiven Abfalls dessen Endlagerung im Salzgebirge vorgesehen. Aufgrund der radioaktiven Nachzerfallswarme wird das Salzgebirge aufgeheizt, was u. a. zum Aufbau von Thermospannungs- und Thermodehnungsfeldern fuehrt. Die Gewahrleistung der Integritat und damit der Barrierenfunktion des Gesteins ist mittels geeigneter Rechenmodelle nachzuweisen. Die Problemstellung wird anhand des deutschen Endlagerkonzepts fur hochradioaktiven Abfall (HAW) und der grundsatzlichen Rechenstrategie erlautert. AnschlieBend werden der derzeitige Stand der Modellentwicklung und mittels ausgewahlter Beispiele einige Rechenergebnisse Vorgestellt. RESUME: En Republique Federale d''Allemagne il est prevu de faire Ie stockage final des dechets radioactifs, qui sont cause par l''utilisation de la puissance nucleaire, dans un depôt final dans des formations salines diapiriques. Le dome de sel est echauffe de la chaleur de decroissance des nucleides radioactifs. Cela mene a la formation des tensions et deformations thermiques. L''integrite et l''indemnite de la barriere geologique doit etre prouvee par l''emploie des modeles numeriques appropries. Le caractere problematique de ces modeles est discute a l''exemple de la conception allemande pour Ie stockage final des dechets de haute activite (angl.: HAW) et a la strategie fondamentale de la calculation numerique. Ensuite la situation actuelle de la developpement des modeles pour la calculation numerique et quelques resultats de calculation sont presentes.
Die friedliche Nutzung der Kernenergie ist ~n den letzten Jahren Gegenstand z. T. harter öffentlicher Auseinandersetzung geworden. Die Kritik konzentriert sich zunehmend auf die - zur Rueckgewinnung des noch spaltbaren Materials - geplante Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente und besonders auf die Beseitigung des anfallenden radioaktiven Abfalls. Wahrend auf die Wiederaufarbeitung notfalls verzichtet werden könnte, ist die Beseitigung der Abfalle zwingend notwendig. Ziel der Beseitigung der radioaktiven Abfalle ist es, letztere wahrend des Zeitraums ihrer Radiotoxiznat von der Lebenssphare des Menschen fernzuhalten. Nachdem zahlreiche Vorschlage (z. B. Versenkung im Meer, Abschu in den Weltraum) diskutiert wurden, wird nunmehr weltweit die Endlagerung in geologischen Formationen als die beste Möglichkeit angesehen. Als Wirtsgestein wird dabei u. a. in der Bundesrepublik Deutschland Salzgestein bevorzugt, da es die a priori an das aufnehmende Gestein zu stellenden, qualitativen Forderungen unter Sicherstellung der Barrierenfunktion am besten erfuellen duerfte (Venzlaff (1978)). Andere Konzepte (Granit, Ton) werden meist von solchen Landern (Schweden, Belgien) untersucht, die nicht ueber ausreichende Salzlagerstatten verfuegen. Die Barrierenfunktion des Salzgesteins kann neben geologischen Instabilitaten (vgl. z. B. Dtsch. Geol. Ges. (1980)) durch den Eingriff in das natuerliche System beeintrachtigt werden. Durch die Erstellung von Grubengebauden, besonders aber durch die Aufheizung des Gebirges infolge der Nachzerfallswarme der eingebrachten radioaktiven Spaltprodukte werden Thermospannungs- und Thermodehnungsfelder erzeugt. Diese thermomechanischen Zusatzbelastungen könnten bei Überschreiten von Grenzwerten die Integritat des Salzstocks gefahrden. Die hohen Sicherheitsanforderungen an ein solches Endlager erfordern die hinreichend genaue Vcrhersage der zu erwartenden thermomechanischen Auswirkungen, wobei wegen des zu betrachtenden großen Zeitraums (z. B. 10 000 Jahre) der Berechnung mittels geeigneter Modelle besondere Bedeutung zukommt. Dartiberhinaus können Vorausberechnungen wertvolle Hinweise bezuglich einer optimalen Auslegung eines Endlagers geben. Am Lehrauftrag Leistungsreaktoren wurde vor ca. 20 Jahren mit der Entwicklung von Rechenmodellen zur Ermittlung der zu erwartenden Temperaturverteilungen in einem Endlager fur radioaktive Abfalle begonnen. Seit einigen Jahren wird parallel zu dieser inzwischen als nahezu abgeschlossen zu be- trachtenden Entwicklung an der Erstellung eines Recheninstrumentariums (MAUS-Mechanical Analysis of Underground Storage)zur-Spannungs- und Verformungsanalyse gearbeitet.* Ziel des Vortrags ist es, die damit verbundene Problematik anhand des deutschen Endlagerkonzeptes und der grundsatzlichen Rechenstrategie zu erlautern. Anschließend werden der derzeitige Stand der Modellentwicklung und mittels einiger ausgewahlter Beispiele erste Rechenergebnisse vorgestellt.
Die radioaktiven Abfalle werden je nach ihrer Radiotoxizitat anhand der drei Kategorien leicht-, mittel- und hochaktiv unterschieden und fuer jede Kategorie ist eine spezifische Konditionierung und Lagerung der Abfalle vorgesehen (DWK (1977)). Da der großte Teil der freigesetzten War me aus dem hochradioaktiven Abfall (HAW: high-level radioactive waste) stammt, werde; die folgenden Ausfuhr~ngen - soweit sie das Endlagerkonzept betreffen - auf die Abfallkategorie beschrankt. Unter der Voraussetzung, daß die abgebrannten Brennelemente wieder aUfgearbeitet werden, soll der warmefreisetzende HAW nach dem deutschen Endlagerkonzept in zylindrische Borosilikatglaser eingebunden werden. Die somit indirekt Einfluß auf die sich nach der Einlagerung einstellenden Temperatur-, Spannungs- und Dehnungsfelder genommen werden. Als Beispiel dafuer sind in Abb. 2 die maximalen Salztemperaturen dargestellt, die sich nach Ploumen (1980 b) bei unterschiedlichen Anfangswarme(stab)leistungen, Bohrlochlangen.