Physikalisch-Technische Bundesanstalt DECKBLATT PSl'•Element EU 217 9K i UA ; EE 2129 Titel der Unterlage : Thermische Beeinflussuna des Wirtsqesteins: Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgesteins 1.10, Nt. : ~ . ., i BV : 0001 00 Seite: I. Stand: 14.12.88 Ersteller: Textnum~r: PTB StemS)elfeld: 9K/ .~129 PSP•!lement TP. ........ 3.6 PI. Dlffe UntertaG• untentett umt Inhalt dem Schutz dN Um~ta IOWle der Pfflctlt zur Y9ftrlUDchen Behandlung auch bei ~ n t und Vernichtung und darf vom Empfinge, nur IUflrqlbezooen genutzt. WMelflltlQt und Drttten ~tlcn 9emecht werden. Ein• andel9 V..-..ndung und Wettergabe bedarf der auedrOckllchen Zuatlmmung der PTI. Revisionsblatt Projekt PSP-El9111ent i Obi. Kenn. : Autoaoe ! NA.t.NiNNNNNNNNNNjNNNNNN!X.t.AXXI EU 217 ~9K 1 2129 1 --- JEE UA A Lfd. Nr. I BV ! 0001 ! 00 Seite: Titel der Unterlage: Thermische Beeinflussung des Wirtsgesteins: Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgesteins I. Stand: 14.12.88 Rev.: Revisionsst. : verant. 1 Gegenzeichn. l rev. Kat. Datum Stelle : Name , Seite 1 *) , 1 1· '. 1 1 i l 1 l ' i ' 1 1 1 !1 i'' 1 ; ; 1 1 *) Kategorie R - redaktionelle Korrektur Kategorie V - verdeutlichende Verbesserung Kategorie S - substantielle Anderung Mindestena bei der Kategorie S moaaen Erlluterungen angegeben werden. V 9t; 782 1 1 Flev. .t.iNNNN!NN Erläuterung der Revision Physikalisch-Technische Bundesanstalt Braunschweig und Berlin Braunschweig, den 14. Dezember 1988 Hausruf: Ve r me r k Betr.: Plan Konrad 9/86 hier: Kapitel 3.6 "Thermische Beeinflussung des Wirtsgesteins" Bezug: TÜV-Statusbericht Dezember 1988 - GK-100.00.6 - vom 6. Dezember 1988, Kapitel 2.6 "Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgeste i ns" Bezugnehmend auf die im o. a. Statusbericht des TÜV Hannover gestellte Frage nach dem "Zeithorizont" des 3 K-Kriteriums erfolgt folgende Stellungnahme: Die Begrenzung der Temperaturerhöhung am Kammerstoß auf 3 K dient dazu, sicherheitstechnisch signifikante Auswirkungen durch die mit der Einlagerung der radioaktiven Abfälle im Zusammenhang stehende Tempe- raturerhöhung in der Betriebs- und Nachbetriebsphase des Endlagers zu vermeiden. Zur Abl eitung von Anforderungen an Abfallgebinde auf der Basis der vorstehend genannten Randbedingung wurde ein mathematisches Modell verwendet, das auch die Wärmeproduktion von Radionukliden be- rücksicht igt, die erst in der Nachbetriebsphase für eine Temperatur - er höhung relevant werden. Um die in der Nachbetriebsphase unterstellte Radionuklidausbreitung im Nahfeld mit einfachen Modellen beschreiben zu können, wurde mit dem vorstehend angesprochenen mathematischen Modell ein Zeithorizont von 100 000 Jahren abgedeckt. Dies ist ausreichend , da die Freisetzung der Spaltprodukte aus dem Grubengebäude über einen Zei traum von ca. 10 000 Jahren erfolgt und für die länger dauernde Freisetzung der Aktiniden die nach 100 000 Jahren noch möglichen sehr geringfügen Temperatur - erhöhungen bedeutungslos sind.
Notiz 430008-1 Version: 1 10.02.2020 Bearbeiter: A. Rübel, J. Mönig, J. Wolf Abschätzung der im Endlager für hochradioaktive Abfälle durch den Alphazerfall produzierten Menge Helium Beim Alphazerfall von radioaktiven Stoffen wird bei jedem Zerfall ein Helium-4-Atomkern erzeugt, der durch Elektroneneinfang zu einem Atom des Edelgases Helium umgewan- delt wird. In einem Endlager für radioaktive Abfälle entsteht auf diese Weise mit der Zeit eine zunehmende Menge an Heliumgas. Im Folgenden wird grob abgeschätzt, welche Gasmenge durch diesen Prozess im Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gebildet wird und welche Relevanz der Prozess für die Entwicklung des Endlagers hat. Auf Grund der vergleichsweise großen Menge an Alphastrahlern in ausgedienten Brenn- elementen wird für die Abschätzung im Folgenden ausschließlich dieser Abfalltyp be- trachtet. In verglasen hochaktiven Abfällen ist der relative Anteil an Aktiniden durch die Wiederaufarbeitung deutlich reduziert. Das Gesamtaktivitätsinventar IGes der endzula- gernden ausgedienten SWR, DWR und MOX-Brennelemente in Deutschland ist in den Endlagersystemberichten zum Vorhaben RESUS angegeben, wie z. B. (RESUS, 2019). Solange die Endlagerbehälter intakt sind, sammelt sich das durch den Alphazerfall ge- bildete Helium zunächst im Inneren jedes einzelnen Behälters an. Daher ist es sinnvoll, eine Betrachtung für einen Behälter durchzuführen. Entsprechend dem Endlagerkonzept für das Endlagersystem in einer Tongesteinsformation größerer Mächtigkeit im Vorha- ben RESUS wird im Folgenden von einer Beladung jedes Brennelementbehälters mit 1,9 Brennelementen und einer Gesamtzahl von 11 159 Behältern ausgegangen (RESUS, 2019). Daraus ergibt sich das in Tabelle 1 angegebene Aktivitätsinventar eines einzelnen Behälter IBeh. In Tabelle 1 sind nur diejenigen Radionuklide des Nuklidspekt- rums angegeben, die einen Alphazerfall aufweisen. Beim radioaktiven Zerfall entstehen unter Umständen Tochternuklide, die ebenfalls radi- oaktiv sein und wiederum durch Alphazerfall zerfallen können. Der Zerfallsprozess wird solange fortgesetzt, bis das ursprüngliche Radionuklid durch den radioaktiven Zerfall in 1 ein stabiles Nuklid umgewandelt worden ist. Die Anzahl der in dieser Kette von Zerfällen stattfindenden Alphazerfälle kann anhand der Nuklidkarte abgezählt werden (vgl. Abbil- dung 2), ist aber durch Verzweigungen in der Zerfallskette mit unterschiedlichen Abzwei- gungswahrscheinlichkeiten nicht immer eindeutig bestimmt. Die Alphazerfälle der Toch- ternuklide in der Zerfallskette müssen bei der Bildung von Helium ebenfalls berücksichtigt werden. Die maximale Anzahl an Alphazerfällen in der Zerfallskette inklu- sive des Zerfalls von Tochternukliden ist als F in Tabelle 1 angegeben. Durch den radioaktiven Zerfall reduziert sich die Aktivität des ausgedienten Brennstoffs entsprechend dem Zerfallsgesetz mit der Zeit. Eine genaue Bestimmung der beim Zerfall gebildeten Heliummenge kann nur durch eine zeitabhängige Zerfallsrechnung erfolgen. Für eine grobe Abschätzung wird im Folgenden eine obere Grenze für die Heliummenge abgeleitet. Dabei wird zunächst angenommen, dass für die Dauer von zehn Halbwerts- zeiten T½ des Ursprungsnuklids dessen Aktivität im Inventar konstant bleibt. Diese An- nahme führt zu einer Überschätzung der durch den Alphazerfall erzeugten Helium- menge. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Aktivität des Ursprungsnuklids auf weniger als ein Tausendstel der Anfangsaktivität zurückgegangen. Die während dieser Zeit Tmax = 10∙T½ gebildete Menge wird berechnet und die nach dieser Zeitspanne gebildete Menge im Gegenzug vernachlässigt. Falls die Zeitspanne von zehn Halbwertszeiten län- ger ist als der Nachweiszeitraum, dann wird Tmax auf eine Million Jahre beschränkt (vgl. Tabelle 1). Falls die auf diese Weise berechnete Anzahl NHyp größer ist als die ursprüng- lich im Inventar enthaltene Anzahl NBeh, dann ist demnach das gesamte Inventar des entsprechenden Radionuklids zerfallen und die Anzahl der Alphazerfälle wird auf NBeh beschränkt (vgl. Tabelle 1). Weiterhin wird angenommen, dass auch die radioaktiven Zerfälle aller Tochternuklide innerhalb der Zeit Tmax stattfinden. Da manche der Tochternuklide eine große Halbwerts- zeit aufweisen, ist auch dies eine Annahme, die die tatsächliche Anzahl an Alphazerfäl- len und die dadurch erzeugte Heliummenge überschätzt. Die Anzahl der im Nachweiszeitraum in einem Brennelementbehälter durch den Alpha- zerfall gebildeter Heliumatome NHe ergibt sich unter Berücksichtigung der oben beschrie- benen Annahmen bei Summation über alle Nuklide i durch 𝑁He = ∑𝑖 (𝐹α ∙ min(𝐼Beh ∙ 𝑇max ∙ 𝑆a ; 𝑁Beh ))𝑖 , 2 zu etwa 4∙1026, wobei Sa die Anzahl der Sekunden pro Jahr angibt. Mit der Avogadrozahl NA (vgl. Tab. 2) ergibt sich daraus eine Stoffmenge 𝑛He = 𝑁He 𝑁A von nHe = 665 Mol, bzw. mit dem Molvolumen Vm 𝑉He = 𝑛He ∙ 𝑉𝑚 ein Gasvolumen VHe von etwa 15 Nm³. Die Relevanz dieser Gasmenge für die Endlagerentwicklung lässt sich anhand zweier prinzipiell unterschiedlicher Endlagerkonzepte diskutieren, in denen 1. die Endlagerbehälter – z. B. durch eine Kupferummantelung – so ausgelegt sind, dass sie den gesamten Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gasdicht blei- ben sollen: In diesem Fall wird das gebildete Helium über den gesamten Nachweiszeitraum im Endlagerbehälter gesammelt. Das in den Behältern zur Verfügung stehende Hohlraumvolumen ist begrenzt, so dass sich die Bildung von Helium entspre- chend dem allgemeinen Gasgesetz in einem Anstieg des Gasdrucks im Behälter auswirkt. Bei einem angenommen verfügbaren Hohlraumvolumen im Behälter von 0,5 m³ unter anfänglichem Atmosphärendruck, würde sich der Druck im Be- hälter durch die oben angegebene zusätzliche Gasmenge auf 3 MPa nach einer Million Jahren erhöhen1. Dieser Druck ist geringer als der in einer typischen End- lagerteufe von 800 m zu erwartende Gebirgsdruck von etwa 18 MPa, gegen den die Endlagerbehälter auszulegen sind. Die Heliumproduktion kann bei intakten Behältern eventuell zu einer relevanten Druckerhöhung im Behälter führen, die bei der Behälterauslegung berücksichtigt werden muss. Genauere Betrachtun- gen zur tatsächlich gebildeten Gasmenge sind dabei notwendig. 2. die Endlagerbehälter aus Stahl bestehen, nur für eine vergleichsweise geringe Lebensdauer ausgelegt sind und mindestens 500 Jahre aerosoldicht bleiben sol- len: 1 Je nach Gebirgstemperatur in der Endlagerteufe kann sich der Druck um bis zu 20 % erhöhen 3
TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik TÜV NORD GRUPPE GK-100.07.2 Hannover, 11 .02.2002 ETS- Stellungnahme zu den Auswirkungen neuer Erkenntnisse zur Halbwertszeit von Selen 79 auf die Aussagen zur Langzeitsicherheit des geplanten Endlagers Konrad 1. Einleitung Das Niedersächsische Umweltministerium hat mit Schreiben vom 28.02.2000 den Tech- nischen Überwachungsverein Hannover / Sachsen-Anhalt e.V. gebeten, die vorn An- tragsteller /1/ durchgeführten Berechnungen zu den Auswirkungen neuerer Erkenntnisse zur Halbwertszeit des Seten 79 auf die Langzeitsicherheitsanalyse zu prüfen. Im Einzel- nen betrifft dies eine Aktualisierung des zu Grunde zu legenden Anfangsinventars an Se 79, die Prüfung der Ausbreitung dieses Inventars vom Endlager zur Biosphäre und die Berechnung der Strahlenexposition aufgrund der veränderten Anfangsdaten . Die Er- gebnisse unserer Arbeiten zu diesen Aufgaben behandeln wir in dieser Stellungnahme. Im Kapitel 4 haben wir die Ergebnisse der von der GRS durchgeführten Untersuchungen /9/ herangezogen. 2. Ausgangssituation In unserem Gutachten zur Langzeitsicherheit des geplanten Endlagers Konrad vorn Juli 1997 /2/ haben wir dargelegt, dass nach dem Stand von Wissenschaft und Technik die mögliche Strahlenexposition auf Grund des beantragten Inventars radioaktiver Stoffe in der Schwankungsbreite der heute vorhandenen natürlichen Strahlenexposition und stets unter den Grenzwerten des§ 45 StrlSchV liegt. Jährliche effektive Äquivalentdosen im Bereich von 10-5 Sv hatten wir errechnet für eine eingelagerte Aktivität von 7•10 11 Bq durch 1129 in einem Zeitraum von ca. 300 000 Jahren bis ca. 360 000 Jahren. Zwei bis fünf Zehnerpotenzen geringere effektive Äquivalentdosen, GKS0002N.BRDOC TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik - 2 - die ohne Bedeutung für eine Strahlenexposition sind, ergeben sich für die Radionuklide Cl 36, Ca 41, Tc 99 und das hier betrachtete Se 79 zwischen ca. 300 000 Jahren und ca. 2 Mio. Jahren. Erst nach deutlich längeren Zeiten, d.h. mehreren Millionen Jahren, können weitere Strahlenexpositionen durch langlebige Aktinide wie U 238 und deren Folgeprodukte auftreten. Veröffentlichungen neuerer wissenschaftlicher Untersuchungen zur Halbwertszeit des oben genannten Radionuklids Se 79 weisen darauf hin, dass der bis Mitte der neunziger Jahre allgemein anerkannte Wert von 65 000 Jahren (vgl. Karlsruher Nuklidkarte bis 6. Auflage) nicht richtig ist. In verschiedenen Literaturstellen werden stattdessen 650 000 Jahre /3/, 480 000 Jahre /4/ und 1, 1 Millionen Jahre /5/ genannt. 3. Einfluss geänderter Halbwertszeiten auf das Anfangsinventar an Se 79 Da der Betrachtung des Radionklids Se 79 im Rahmen der Langzeitsicherheitsanalyse für das geplante Endlager Konrad /2/ die Halbwertszeit von 65 000 Jahren zugrunde lag, hat der Antragsteller eine Nachrechnung der Aussagen zur Langzeitsicherheit bezüglich der Auswirkungen des Se 79 vorgelegt /1/. Darin wird ausgeführt, dass bei Anwendung der längeren Halbwertszeiten zwei gegenläufige Effekte auftreten: Einerseits ergeben sich aus der längeren Lebensdauer höhere Aktivitätskonzentrationen im quartären Grundwasser; andererseits folgt aus dem Berechnungsweg für die Aktivität für längere Halbwertszeiten eine Verringerung der zum Ende der Betriebsphase zu unterstellenden Aktivität des Se 79. Insgesamt ergeben die Antragsteller-Berechnungen mit einer Halb- 10 wertszeit von 480 000 Jahren eine Aktivität von 1,6•10 6 Bq für das Se 79 zum Ende der 9 Einlagerungsphase, bei 1, 1•10 Jahren 7, 1•10 Bq. Für eine Halbwertszeit von 65 000 Jahren war eine Aktivität von 1,2•1011 Bq errechnet worden. /2/. Trotz der niedrigeren Ak- tivitäten bei den längeren Halbwertszeiten erhält der Antragsteller dann stets höhere Ak- tivitätskonzentrationen im quartären Grundwasser als aus den Berechnungen mit 65 000 Jahren zur Langzeitsicherheit /1,2/. Bewertung Der Plan /7/ für das Endlager wie auch unser Gutachten /2/ hierzu stützen sich bei den Halbwertszeiten der betrachteten Radionuklide auf die Angaben der Karlsruher Nuklidkarte, die noch in ihrer 6. Auflage (1995) für Se 79 eine Halbwertszeit von 65 000 Jahren angibt. Der korrigierte Nachdruck der 6. Auf- lage von 1998 nennt 4,8•105 Jahre. Dieser auch in /4/ genannte Wert wie GKS0002N.BRDOC TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik - 3 - 6 auch der 1997 veröffentlichte Wert von 1, 1•10 Jahren wurden uns vom ORNL bestätigt /6/ und dabei der letztgenannte als „aktuell empfohlen" be- zeichnet. Die Table of Isotopes von 1998 /12/ gibt 1, 13•106 Jahre an. Da die- ser heutige Wissensstand eine weitere Klärung nicht zulässt, halten wir die Vorgehensweise des Antragstellers /1/ für richtig, für angenommene Halb- wertszeiten sowohl von 480 000 Jahren als auch von 1, 1 Millionen Jahren entsprechend der möglichen Bandbreite die Auswirkungen auf die Aussagen zur Langzeitsicherheit vergleichend zu untersuchen. Der vom Antragsteller im Plan und seinen Erläuternden Unterlagen benutzte und in /1/ zitierte Zahlenwert für das Se-79-Aktivitätsinventar von 1,2•1011 Bq basiert auf Abbrand-Berechnungen mit dem Programm KORIGEN. Aus U-235-Spaltungen werden die zugehörigen Mole erzeugter Spaltprodukte be- stimmt, so auch des Se 79 . Diese Mengenangabe führt für das Endlager Konrad zu einer Se-79-Aktivität von 1,2•1011 Bq bei einer Halbwertszeit von 65 000 Jahren /10/. Hierauf beziehen sich dann sowohl der Plan /7/ als auch die Unterlage /1/. Diese Herkunft der Aktivität von Se 79 begründet die vorge- nommene Korrektur der zu unterstellenden Anfangsaktivität /1/: Infolge der veränderten Halbwertszeit ergibt sich für eine angenommene Halbwertszeit von 480 000 Jahren eine Aktivität von 1,6•1010 Bq zum Ende der Betriebs- phase; für 1,1 Millionen Jahre Halbwertszeit sind es 7, 1•109 Bq Se 79. 4. Aktivitätsfreisetzung aus dem Endlagerbereich mit den modifizierten Halbwerts- zeiten für Se 79 4.1 Antragstellermodell 4.1 .1 Bewertung des Rechencodes CHETLIN Der Antragsteller hat sowohl für den Ausbreitungspfad "Oxford" als auch für den Pfad "Unterkreidetone" Nachrechnungen der Planunterlagen durchgeführt /1/. Beide Ausbrei- tungspfade wurden im Rahmen des Planfeststellungsverfahrens diskutiert /8, 9/. Der Antragsteller hat für seine neuen Analysen zum Radionuklidtransport in der Geosphäre das Programm CHETLIN / EXCON eingebracht. Zur Demonstration der Einsetzbarkeit des Rechenprogramms CHETLIN hat der Antragsteller Vergleichsrechnungen mit den in /8/ be- GKS0002N.BR.DOC
BfS Bundesamt für Strahlenschutz DECKBLATT Profakt EU 39'1 PSP-Elemont 9K A.1,11ga01UA. EBKRB1 i l.ld, Nr. i Aav 0007 i 01 Titel der Unterlage :Seite : Betrachtung höherer spaltbarer Akt i niden im Hinblick auf die Kritikalitätssicherheit des geplanten Endlage r s KonradStand : I. März 1991 Erstell er: Textnumm er: BfS/ET 2. 4 Stempelfeld : PSP-Ele ment TP. .. . .. ... : zu Plan-Kapitel: 3. 7 Frelgea fQr lallOt d... Diese Unterlage unterliegt samt Inhalt dem Schutz des Urheberrechts sowie der Pflicht zur vertraulichen Behandlung auch bei Beförderung und Vernichtung und darf vom EmpfAnger nur auftragsbezogen genutzt, vervfefflltlgt und Dritten zugänglich gemacht werde_n:. Eine andere Verwendung und Weitergabe bedarf der ausctrOckllchen Zustimmung. V891789 / 1 BfS Revisionsblatt Projekt NA AN EU 394 1 Obi.K•nft. NNN _NNNNNNN 1 N. NNNNN PSP..El~tn•nt 1 9K 1 AufoobeUAlfd.Nr.XAAX. XA AN N .N NN N EBKRB000701) 1 ! . 1 . .. Seite: Titel der Unterlage: Betrachtung höherer spaltbarer Aktiniden im Hinblick auf die Krit ika litätssicherheit des geplanten Endlagers Konrad II. Stand: Oktober 1990 Rev. 01 Revisionsst, Datum 28 . 03.91 1 verant. Stelle EI 2.4 Gegenzeichn. Name rev. SeiteIK:rl 4V 17V Erlauterung der Revision Hinweis auf Kernmater ia lüberwachung wnd Verdeutlichung zur Produkt kontrolle bei höhei en spaltbaren Aktiniden •) Kategorie R. • redoktiorielle Korrektur Katego~ V - verdeutl(dief!~e Ve~besserung Kategorie· S - substantielle Änderung · Mindestens bei der Kategorie S müss.en Erlauterungen angegeben werderr. BUNDESAMT FÜR STRAHLENSCHUTZ Fachbereich Nukleare Entsorgung und Transport Betrachtung höherer spaltbarer Aktlntden im Hinblick auf die Krltlkalltätsst- cherheit des geplanten Endlagers Konrad INTERNER ARBEITSBERICHT Salzgitter, März 1991 ET-I8-33-REV-1
Steckbrief für Forschungsvorhaben Parameter der Freisetzung, Sorption und Löslichkeit Kurztitel/ ggf. Akronym:PARFREI Projektziel:Ziel der Forschungsarbeiten in PARFREI ist die Bereitstellung belastbarer und robuster quantitativer Daten für die rvSU hinsichtlich der Freisetzung, Löslichkeit und Sorption von Radionukliden, sowie die transparente Darstellung des jeweiligen zugrundeliegenden Prozessverständnisses für die Ableitung der Daten auf Basis des internationalen Stands von Wissenschaft und Technik. Forschungsfeld:Vorläufige Sicherheitsuntersuchungen Projektpartner:− Institut für Nukleare Entsorgung (INE), Karlsruher Institut für Technologie − Institut für Ressourcenökologie, Helmholtz-Zentrum Dresden- Rossendorf (HZDR) − Institut für Energie- und Klimaforschung (IEK), Nukleare Entsor gung (IEK‑6), Forschungszentrum Jülich GmbH Forschungsvolumen (Netto):969.759,00 € Projektlaufzeit:09/2023 bis 02/2025 Forschungsauftrags- nummer:STAFuE-22-03-js Weiterführende Informationen:Homepages der ausführenden Institute: https://www.ine.kit.edu https://www.hzdr.de/db/Cms?pNid=142 https://www.fz-juelich.de/de/iek/iek-6 Projektbeschreibung Das Standortauswahlverfahren gemäß Standortauswahlgesetz (StandAG) ist ein iteratives Verfahren, welches mit der Festlegung eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle in Deutschland abgeschlossen werden soll. Die Bundesgesellschaft für Endlage rung mbH (BGE) ist die Vorhabenträgerin für das Standortauswahlverfahren, welches in einem gestuften Vorgehen realisiert wird. Mit der Ermittlung von Standortregionen werden erstmals vorläufige Sicherheitsuntersuchungen (vSU) im Rahmen des Standortauswahlverfahrens Geschäftszeichen: SG01203/34/4-2023#9 – Objekt-ID: 10765065 – Stand: 15.12.2023 www.bge.de Seite 1 von 2 Steckbrief für Forschungsvorhaben durchgeführt. Im Schritt 2 der Phase 1 (§ 14 StandAG) des Standortauswahlverfahrens erfol gen repräsentative vorläufige Sicherheitsuntersuchungen (rvSU). Eine besondere Herausfor derung besteht in der Beschreibung der Radionuklidausbreitung im Nah- und Fernfeld eines Endlagers. Neben Prozessen wie Advektion, Diffusion, Sorption und radioaktivem Zerfall sind hier insbesondere auch die Korrosion/Zersetzung der Abfallformen verbunden mit der Auflö sung und Ausfällung von Radionukliden relevant. Für die Bearbeitung von PARFREI werden im Arbeitspaket AP1 geochemische Bedingungen für die verschiedenen Wirtsgesteine und Verfüllmaterialien analysiert. Hier werden für die ein zelnen Systeme als typisch anzusehende geochemische Charakteristika abgeleitet, die zudem im Sinne einer Bandbreitenbetrachtung mit Angaben zu „oberen“ und „unteren“ Bandbreiten grenzen ergänzt werden, sodass die Angaben abdeckend sind. Entsprechend möglicher Wirts gesteinsformationen für ein Endlager in Deutschland werden die Systeme Kristallingestein, Tongestein (süddeutsch bzw. norddeutsch) sowie Steinsalz betrachtet. Die Arbeiten in PARFREI berücksichtigen weiterhin die potenziellen Verfüllmaterialien Bentonit und Salzgrus. Die Arbeitspakete AP2, AP3 und AP4 bilden die in AP1 gewonnenen geochemischen Rand bedingungen in den entsprechenden Arbeiten zu Freisetzung, Löslichkeit und Fällung bzw. Sorption von Radionukliden ab und leiten für diese Randbedingungen jeweils quantitative Pa rametersätze ab. Es werden für die zu erwartenden ggf. stark unterschiedlichen geo- chemischen Bedingungen jeweils die Radionuklidfreisetzung aus der Abfallmatrix, Löslich keitsbegrenzungen und Rückhaltung durch Sorptionsprozesse bewertet und quantifiziert. Die umfangreiche Liste der betrachteten Radionuklide umfasst Actiniden (und ihre Zerfallspro dukte) sowie zahlreiche Spalt- und Aktivierungsprodukte, wobei abhängig von den betrachte ten Radionukliden eine breite Variation im chemischen Verhalten erwartet wird. Die verschie denen abgeleiteten quantitativen Parameter werden jeweils explizit diskutiert und die verwen deten Daten-, Berechnungs- und Bewertungsgrundlagen nachvollziehbar dargestellt. Grund lage der Arbeiten stellen wissenschaftliche Veröffentlichungen, nationale und internationale Projektberichte sowie anerkannte thermodynamische Datenbasen dar. Die Ableitung der quantitativen Parameter erfolgt auf Basis von Modellrechnungen bzw., soweit erforderlich, auf Basis von begründeter Expertenmeinung. Basierend auf den Ergebnissen wird zudem disku tiert, wie die orientierenden Daten und Parametersätze aus PARFREI bei weiteren Eingren zungen der geeigneten Standortregionen für ein Endlager effizient verfeinert bzw. weiterent wickelt werden können. Literatur StandAG: Standortauswahlgesetz vom 5. Mai 2017 (BGBl. I S. 1074), das zuletzt durch Artikel 8 des Gesetzes vom 22. März 2023 (BGBl. 2023 I Nr. 88) geändert worden ist Geschäftszeichen: SG01203/34/4-2023#9 – Objekt-ID: 10765065 – Stand: 15.12.2023 www.bge.de Seite 2 von 2
Sicherstellung der Unterkritikalität in der Nachbetriebsphase Fachöffentliche Ergebnispräsentation ÜsiKo Phase 2, 23.10.2024 Überblick Δ1: Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung im Grubengebäude • Es ist zu zeigen, dass eine Kritikalität auf Grund einer Ausfällung von Spaltstoffen auszuschließen ist • Es wurde festgestellt, dass keine Ausfällung von Spaltstoffen im Grubengebäude erfolgt Δ2: Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung in der Geosphäre • Es ist zu zeigen, dass eine Kritikalität auf Grund einer Ausfällung in der Geosphäre auszuschließen ist • Es wurde festgestellt, dass eine Ausfällung von Uran in der Geosphäre möglich ist, aber eine Kritikalität ausgeschlossen werden kann, wenn die mittlere Anreicherung an U-235 geringer als 5,3 % ist Δ3: Nachweis der Kritikalitätssicherheit für alle höheren Actinoide • Es ist zu zeigen, dass für die höheren spaltbaren Actinoide eine Kritikalität ausgeschlossen werden kann • Es wurde festgestellt, dass die Kritikalität der höheren Aktinide ausgeschlossen werden kann, wenn die tatsächlich einzulagernde Masse an Am-243 klein gegen die zulässige Masse an U-235 ist Δ4: Nachweis der Kritikalitätssicherheit bei der Anwesenheit spezieller Moderatormaterialien • Es ist zu zeigen, dass für die höheren spaltbaren Actinoide eine Kritikalität bei der Anwesenheit von Moderatormaterialien ausgeschlossen werden kann • Es wurde festgestellt, dass die Kritikalität der höheren Aktinide ausgeschlossen werden kann, wenn die tatsächlich einzulagernde Masse an Am-243 klein gegen die zulässige Masse an U-235 ist 2 Einführung: Möglichkeiten kritischer Ansammlungen in der Nachbetriebsphase • Entlang des Transportwegs der Actinoide (nach Verlust der Behälterintegrität) • gelöst in der Lösung, • sorbiert auf Oberflächen • ausgefällt in einer Festphase 3
f^lSra BUNDESCESELLSCHAFT FÜR ENDLACERUNG Fachnotiz Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand; Rev. 0, 12.09.2022 Seite: 1 von 3 Entsprechend der Nebenbestimmung A.2-11 des Planfeststellungsbeschlusses für die Errichtung und den Betrieb des Bergwerks Konrad /!/ und den daraus übernommenen Vorgaben in Kapitel 4.1.4 „Kritikalftäts- sicherheit" der Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte - Endlager Konrad - Stand: Oktober 2010, SE-IB-30/08-REV-1 /2/ sind bei Abfallgebinden, deren Spaltstoffinventar die Hälfte des maximal zulässigen Wertes überschreitet, die Spaltstoffmassen zur Einhaltung des Störfallprinzips gemäß DIN 25403, Teil 1 /3/ durch unabhängige Doppelkontrollen festzustellen. Als Bestandteil der Doppelkontrollen können beim Nachweis ausreichender Genauigkeit die Prozessüberwachung, die Prozessinstrumentierung sowie die Maßnahmen zur Produktkontrolle eipbezogen werden. Für die Umsetzung und anforderungsgerechte Anwendung dieser Vorgaben dienen die Erläuterungen zu den folgenden Fragen als Leitfaden: 1. 2. 3. Wann werden Doppelkontrollen notwendig? Wie kann die Forderung von unabhängigen Doppelkontrollen im Rahmen der Verfahrensqualifikation, der Konditionierung von Abfällen sowie der Produktkontrolle berücksichtigt werden? In welchem Umfang sind Doppelkontrollen in Abhängigkeit von der Art der Abfallströme durchzuführen? 1. Wann werden Doppelkontrollen notwendig? Für die Spaltstoffe Uran und Plutonium wird die Kritikalitätssicherheit über den Kritikalitätssummenwert (SK) ausgewiesen, welcher (bei nicht-gemischter Einlagerung) bis zu einem Wert von 1 ausgeschöpft werden darf/4/. Die Überschreitung des Spaltstoffinventars um maximal die Hälfte des zulässigen Wertes und die daraus resultierende Notwendigkeit von Doppelkontrollen ist daher ab einem Kritikalitätssummenwert SK von > 0,5 gegeben. Die höheren spaltbaren Actinoide, für welche gebindespezifisch individuell zulässige Aktivitäts- bzw. Massen- werte definiert und in Tabelle 111.4-1 von /4/ aufgeführt sind, werden durch das Summenkriterium Sr explizit nicht berücksichtigt /5/. Um sicherzustellen, dass die zulässigen Werte nicht unbemerkt überschritten werden, sind Doppelkontrollen der Aktivitäten bzw. Massen der höheren spaltbaren Actinoide für Abfälle, die für das Endlager Konrad bestimmt sind, bei einer Ausschöpfung von mehr als 95 % der Grenzwerte aus Tabelle IM.4-1 von /4/ erforderlich. 2. Wie werden unabhängige Doppelkontrollen definiert und umgesetzt? Um der Forderung nach Doppelkontrollen in den o. g. Fällen nachzukommen, ist es erforderlich, dass min- destens zwei redundante Prinzipien zur Bestimmung des Spaltstoffinventars Anwendung finden. Nach den Vorgaben von /3/, Abschnitt 5.1.2, ist der Nachweis der Kritikalitätssicherheit auf Grund experi- menteller Ergebnisse oder mit nach DIN 25478 /6/ validierten Rechenverfahren zu führen. Nach den Vorgaben von /!/ und /2/ können als Bestandteil der Doppelkontrolle beim Nachweis ausreichender Genauigkeit die Prozessüberwachung, die Prozessinstrumentierung sowie die Maßnahmen zur Produktkon- trolle einbezogen werden. Die Eignung der zur Anwendung kommenden Messtechnik ist im Rahmen der Verfahrensqualifikation sowie fortlaufend z. B. im Rahmen der begleitenden Kontrollen (z, B. durch Kalibrierprotokolle) zu bestätigen. Zusätzlich zu Messungen und/oder Prüfungen des Konditionierers können externe Kontrollen bei der Durch- führung von Doppelkontrollen einbezogen werden. Hierzu zählt beispielsweise die Spaltmaterialüberwachung durch die IAEA/EURATOM, sofern eine Dokumentation oder ein entsprechender Nachweis sichergestellt und im Produktkontrollverfahren einsehbar ist. In der Regel stammen Abfälle, die einen hohen Anteil an Spaltstoff aufweisen, nur von einer genau definierten, überschaubaren Anzahl von Ablieferungspflichtigen und kommen PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA Fachnotiz BUNDESGESELLSCHAFT FÜR ENDLAGERUNG Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand: Rev. 0, 12.09.2022 Seite; 2 von 3 aus Anlagen, in denen durch IAEA/EURATOM eine Spaltstoffflusskontrolle vorgenommen wird (vgl. /2/, Kap. 4.1.4), so dass davon auszugehen ist, dass eine Dokumentation durch IAEA/EURATOM erfolgt. Im Einzelfall gilt es zu prüfen und zu belegen, dass diese Daten konkret für Doppelkontrollen anwendbar sind. Redundante Messungen zur Bestimmung des Spaltstoffinventars werden vorzugsweise durch zwei unter- schiedliche, unabhängig voneinander arbeitende, qualifizierte Messgeräte und durch zwei verschiedene prozessbeteiligte Institutionen durchgeführt. Hierzu zählt auch die Spaltmaterialüberwachung durch IAEA/EURATOM (s. o.). Doppelkontrollen können aber auch durch die Einbindung eines externen Labors zusätzlich zu den Messungen der Konditionierer/Abfalleigentümer erfolgen. Sofern redundante Messungen nicht durch zwei verschiedene Institutionen realisiert werden können, sind diese mittels unabhängiger Messungen durch mindestens zwei verschiedene Mitarbeiter durchführbar. Die beiden redundanten Messungen müssen dabei nicht zwingend am gleichen Punkt im Konditionierungs- prozess erfolgen. Unter bestimmten Voraussetzungen besteht die Möglichkeit, Messungen mit zwei Mess- geräten/-systemen an zwei verschiedenen Punkten im Konditionierungsablauf durchzuführen. Als Beispiel kann eine Messung/Überprüfung am Rohabfall sowie am konditionierten Abfallprodukt erfolgen. Dies setzt voraus, dass der Abfallfluss sowie die Abfalleigenschaften durch die Prozessüberwachung und die Prozess- instrumentierung derart nachvollziehbar sind, dass die Werte, ggf. unter Zuhilfenahme von Berechnungen, miteinander verglichen werden können. Des Weiteren ist beispielsweise eine Ermittlung messtechnisch leicht zugänglicher Messwerte (z. B. spektro- metrisch erfassbare Nuklide) durch den Konditionierer und deren Verwendung zur Validierung der Ergebnisse einer externen Sondernuklidanalyse, z. B. durch den Abgleich der Cesamt-Alpha-Aktivität sowie den Abgleich mit messbaren Einzelnukliden, als Doppelkontrolle anzusehen. Durch die anforderungsgerechte Korrelation der spaltbaren Nuklide zu messtechnisch leicht zugänglichen Nukliden wie beispielsweise Cs-137 und Co-60 kann dann z. B. durch eine gammaspektrometrische Messung durch den Konditionierer/Abfallfalleigentümer an jedem konditionierten Abfallprodukt ein auf die verarbeitete Abfallmenge (Charge) bezogener Spaltstoff- gehalt ermittelt werden (s. u.). 3. Umfang von Doppelkontrollen in Abhängigkeit vom AbfaUstrom Inhomogene Abfallströme: Bei inhomogenen Abfallströmen ist zur Durchführung der Doppelkontrollen i. d. R. (in Abhängigkeit von der Rohabfallart, Konditionierungsverfahren, Grad der Spaltstoffverteilung) eine Analyse von bis zu 100 % der be- troffenen Abfälle erforderlich. Homogene Abfallströme; Für homogene Abfallströme besteht die Möglichkeit, eine unabhängige Messung an repräsentativen Einzel- proben der Rohabfälle / Zwischenprodukte durchzuführen und auf eine größere Verarbeitungscharge zu über- tragen. Eine ausreichende Doppelkontrolle für die gesamte Verarbeitungscharge ist gewährleistet, sofern durch den Konditionierungsprozess sowie die Prozessführung und -Überwachung des qualifizierten Verfahrens nachgewiesen werden kann, dass die Konzentration spaltbarer Nuklide homogen im Abfallprodukt sowie in gleichbleibender Höhe über den Massenstrom der Konditionierungscharge verteilt ist. In diesem Fall können die Doppelkontrollen an repräsentativen Einzelproben unter Berücksichtigung der Vorgaben des qualifizierten Konditionierungsverfahrens (Berücksichtigung einer 100%-igen Dokumentation der Verfahrensschritte und Analyseergebnisse durch den Abfalleigentümer/Konditionierer sowie entsprechende begleitende Kontrollen der endlagerrelevanten Schritte durch den Sachverständigen vor Ort) zur Spaltstoffdeklaration der Abfall- produkte aus der gleichen, homogen zusammengesetzten Charge verwendet werden. Beispielsweise können repräsentative Einzelproben am Rohabfall bzw. Zwischenprodukt für eine externe um- fangreiche Sondernuklidanalyse zur Ermittlung der einzelnen Spaltstoffaktivitäten in einem externen Labor PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA Fachnotiz BUNDESCESELLSCHAFT FÜR ENDLAGERUNC Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand: Rev. 0, 12.09.2022 Seite: 3 von 3 genutzt werden. Sofern durch den Konditionierungsprozess und die Rohabfallart (z. B. zementierte Ver- dampferkonzentrate) eine homogene Verteilung der Spaltstoffe im Abfallprodukt belegt ist, kann der so er- mittelte Spaltstoffgehalt als repräsentativ für die jeweilige homogene Charge angenommen werden. Literatur /!/Planfeststellungsbeschluss für die Errichtung und den Betrieb des Bergwerks Konrad in Salzgitter als Anlage zur Endlagerung fester oder verfestigter radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärme- entwicklung vom 22. Mai 2002, Az.: 41 - 40326/3/10, Niedersächsisches Umweltministerium 121Endlager Konrad, Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte - Endlager Konrad - Stand: Oktober 2010, SE-IB-30/08-REV-1, Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH /3/DIN 25403-1 Kritikalitätssicherheit bei der Verarbeitung und Handhabung von Kernbrennstoffen, Grundsätze, Dezember 2013 /4/Endlager Konrad, Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle (Endlagerungsbedingungen) - Stand: Dezember 2014, SE-IB-29/08-REV-2, Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH /5/EU 394: Betrachtung höherer spaltbarer Aktiniden im Hinblick auf die Kritikalitätssicherheit des ge- planten Endlagers Konrad, 9K/EBK/RB/0007/01, März 1991 (Prüfunterlage im Planfeststellungsver- fahren Endlager Konrad), Bundesgeseltschaft für Endlagerung mbH /6/DIN 25478 Beiblatt 1, Einsatz von Berechnungssystemen beim Nachweis der Kritikalitätssicherheit - Beiblatt 1: Erläuterungen PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA
9K/1321 /MR/RA/0001 /00 B2660066 Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS) mbH ZWISCl-iENBERICHT ZUR BEGUTACHTUNG DES ENDLAGERS FÜR RADIOAKTIVE AB- FÄLLE SCHACHTANLAGE KONRAD SALZGITTER BEITRÄGE DER GRS ZUM TEIL 3: LANGZEITSICHERHEIT (GK-LSG) NUKLIDTRANSPORT GRS-A-1859 (Dezember 1991) Auftrags-Nr.: 65 300 Anmerkung: Dieser Bericht ist von der GAS im Auftrag des TÜV Hannover im Rahmen der Begutachtung Konrad erstellt worden. Der Auftraggeber behält sich alle Rechte vor. Insbesondere darf dieser Bericht nur mit seiner Zu- · stimmung ganz oder teilweise vervielfältigt werden bzw. Dritten zugänglich gemacht werden. Der Bericht gibt die Meinung und Auffassung des Auf- tragnehmers wieder und muß nicht mit der Meinung des Auftraggebers übereinstimmen. Schwertnergasse 1 · 5000 Köln 1 · Telefon (0221) 20 68- 0 · Teletex 2 214123 grs d Inhaltsverzeichnis 1Berechnung der Ausbreitung radioaktiver Stoffe1 1.1Freisetzung radioaktiver Stoffe1 1.1.1Freisetzungs- und Transportrechnungen des Antragsteller1 1.1.1.1 Vorgänge im Grubengebäude1 1.1.1.2 Transportrechnungen für die Geosphäre3 1.1.25 Freisetzungs- und Transportrechnungen im Gutachter-Modell 1.1.2.1 Vorgänge im Grubengebäude5 1.1.2.2 Transportrechnungen für die Geosphäre6 2Unterlagen11 3Literatur12 ANHANG -1- 1Berechnung der Ausbreitung radioaktiver Stoffe 1.1Freisetzung radioaktiver Stoffe 1.1.1Freisetzungs- und Transportrechnungen des Antragstellers 1.1.1.1 Vorgänge im Grubengebäude Zur Berechnung der Freisetzungsraten aus dem Endlager geht der Antragsteller von einem Bilanzraum aus, der den Endlagerbereich homogenisiert umfaßt. Die aus die- sem Bilanzraum freigesetzten Radionuklide werden für die Transportrechnungen von Radionukliden vom Endlager zur Biosphäre in Quellterme umgesetzt. Die Freisetzungsraten aus diesem Bilanzraum wurden vom Antragsteller mit Hilfe des Codes EMOS ermittelt /EU 76.1/. Die Bilanzierung erfolgte unter Berücksichtigung der Durchströmung des Endlagers, des Wasservolumens im Endlager und der im Endlager zur Verfügung stehenden Sorbensmasse. Bei der Ermittlung des Aktivitätsstromes aufgrund der Mobilisierung der Radionuklide wurden die Sorption an Feststoffen, der radioaktive Zerfall und die Ausfällung durch Erreichen der Löslichkeitsgrenzen für chemische Elemente im Bilanzraum berücksich- tigt. Ergebnis dieser Berechnungen ist der zeitliche Verlauf der Aktivitätsfreisetzung aus dem Bilanzraum in die Geosphäre. Zur Festlegung der Quellterme für die Geosphärenrechnung hat der Antragsteller zwei Radionuklidgruppen unterschieden. Für die Spalt- und Aktivierungsprodukte wur- de ein zeitlich konstanter Quellterm Ober eine Zeitspanne von 10 000 Jahren ange- setzt. Die Vorgabe der Quellterme für die Aktiniden und deren Zerfallsprodukte erfolg- te abschnittsweise in 5 Zeitbereichen in Form mittlerer Freisetzungsraten, die aus den EMOS-Rechnungen ermittelt wurden.
Publikationen 2013 des Fachbereiches Sicherheit nuklearer Entsorgung / SE Name 1 von 2 Titel Kugel, K., Steyer, S., Gründler, D., Boetsch, W., Haider, C., Maric, D.Stand der Umsetzung der Gehobenen Erlaubnis für das Endlager Konrad (103) Kugel, K., Steyer, S., Brennecke, P., Gründler, D., Boetsch, W., Haider, C.„Characterization of Radioactive Wastes With Respect to Harmful Materials” (ICEM2013-96134) Kugel, K., Boetsch, W., Gründler, D., Haider, C., Maric, D. wasserrechtlichen KONTEC 2013, 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle', Dresden, 13. - 15.03.2013 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM ´13), Brussels/Belgien, 08. – 12.09.2013 “The KONRAD Repository and its Water Law Permit - Implementation of water law requirements of a licensed repository” EUROSAFE Forum 2013, Köln, 04.-05.11.2013 Kunze, V. The Construction of the Konrad Repository – Status and Perspective WM Symposia 2013, February 24-28, 2013, Phoenix, Arizona, USA, Session 59, Paper # 13034 Kunze, V.; Samwer, B. Endlager Konrad – Stand der Errichtung Konrad Repository – State of Construction. Kontec Gesellschaft für technische Kommunikation mbH (Hrsg.) Kontec 2013, 11. Internationales Symposium „Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle“, Dresden, 13.-15. März 2013, S. 686 Steyer, S., Kugel, K., Brennecke, P. “Fortschreibung der Endlagerungsbedingungen und Produktkontrollmaßnahmen Konrad“ (039) KONTEC 2013, 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle', Dresden, 13. - 15.03.2013 Mauke, R. Mauke, R., Herbert, H.-J. In Situ Investigation of the Morsleben Drift Seal – Operating Experience and Preliminary Results. In: Proceedings of 3rd US/German Workshop on Salt Repository Research, Design and Operation, FCRD-UFD-2013-000100, SAND (Sandia National Laboratories) 2013-1231P, 14.02.2013. Large scale in-situ experiments on sealing constructions in underground disposal facilities for radioactive wastes – examples of recent BfS- and GRS-activities. In: EUROSAFE Forum 2013, Safe Disposal of Nuclear Waste, November 4–5, 2013, Köln, Germany, Paper / Presentation s. http://www.eurosafe- forum.org/sites/default/files/Eurosafe2013/Seminar%202/2.05_Large_s cale_in-situ_BfS_GRS_Presentation.pdf Bundesamt für Strahlenschutz, Januar 2014 Publikationen 2013 des Fachbereiches Sicherheit nuklearer Entsorgung / SE Gerler, J.; Wittwer, C.: 2 von 2 "Untersuchung von landwirtschaftlichen Produkten aus der Umgebung der Schachtanlage Asse II", Schriftenreihe Fachgespräch Überwachung der Umweltradioaktivität, 15. Fachgespräch - Bremen, 05.-07.03.2013, Daten-Modelle- Bundesamt für Strahlenschutz, Januar 2014 Publikationen 2013 des Fachbereiches Sicherheit nuklearer Entsorgung / SE 3 von 2 Informationen, Herausgeber: BMUB (in Vorbereitung). F. Nitsche, F. Lange, U. Büttner F. Nitsche, F.-M. Börst, I. Reiche. C. Fasten, F. Nitsche I. Reiche, H. Kröger M.-T. Lizot, C. Getrey, K. Rooney, P. Malesys, I. Reiche, N. Capadona Fachbereich Sicherheit nuklearer Entsorgung / Fachgebiet Asse Fachfragen “Proposal to simplify LSA-III material requirements of IAEA transport regulations”, 17th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2013, August 18-23, 2013, San Francisco, CA, USA “The German Regulatory Concept of Transport Package Design Approval for Dual Purpose Casks During Interim Storage”, 17th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2013, August 18-23, 2013, San Francisco, CA, USA “Latest changes in the UN recommendations on the transport of dangerous goods and modal regulations regarding radioactive material and future aspects of harmonization”, 17th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2013, August 18-23, 2013, San Francisco, CA, USA „ Review of burn-up calculation validation for spent PWR uranium oxide fuel including actinides and fission products“, 17th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2013, August 18-23, 2013, San Francisco, CA, USA “A Review of Environment Experienced by Packages in Transport”, 17th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2013, August 18-23, 2013, San Francisco, CA, USA Kriterienbericht Zwischenlager: Kriterien zur Bewertung potenzieller Standorte für ein übertägiges Zwischenlager für die rückgeholten radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage Asse II Stand: 23. Oktober 2012 Bundesamt für Strahlenschutz, Januar 2014
Planfeststellungsverfahren zur Stilllegung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben Verfahrensunterlage Titel:Kritikalitätssicherheit in der Stilllegungs und Nachbetriebsphase Autor:Thiel, J. Erscheinungsjahr:2006 Unterlagen-Nr.:P 246 Revision:01 Unterlagenteil: ERA Morsleben BfS SE 3.2 Zusammenfassung n Die im ERAM eingelagerten niedrig- und mittelradioaktiven Abfälle enthalten nur sehr gerin- ge Mengen an Spaltstoffen. Dies ist eine Folge der radionuklidspezifischen Inventarbegren- zungen, die in den Endlagerungsbedingungen festgeschrieben wurden. Die tatsächlich ein- gelagerten Spaltstoffmassen für die relevanten, durch thermische Neutronen spaltbaren Ra- dionuklide U-233, U-235, Pu-239 und Pu-241 sind – mit Ausnahme von U-235 – kleiner als die entsprechenden kleinsten kritischen Kugelmassen der jeweiligen reinen Radionuklide bei optimaler Moderation und Reflexion durch Wasser. Im Falle des Radionuklids U-235 ist die Spaltstoffmasse über das Endlager so verteilt, dass in jedem Einlagerungsbereich die kleins- te kritische Kugelmasse von 800 g unterschritten wird. Die Möglichkeit einer Kritikalität ist daher während der Stilllegungsphase ausgeschlossen. E R Mo A rsl ebe In dem für die Nachbetriebsphase relevanten Zeitraum von 1 Million Jahren kann es infolge des radioaktiven Zerfalls von Pu-239 und anderer höherer Aktiniden zu einer Zunahme des U-235-Inventars kommen. Die Massenzunahme ist jedoch so gering, dass auch in der Nach- betriebsphase die Möglichkeit einer Kritikalität ausgeschlossen werden kann. Seite 3 von 16 BfS ERA Morsleben SE 3.2 Inhaltsverzeichnis Seite 3 Verzeichnis der Tabellen und Abbildungen5 1.Einleitung6 2.Spaltstoffe in den radioaktiven Abfällen 3. 4. 5. 7 7 E R Mo A rsl ebe 2.1 Aktivität der relevanten Spaltstoffe n Zusammenfassung2.2 Masse der relevanten Spaltstoffe7 Höhere spaltbare Aktiniden in den radioaktiven Abfällen8 3.1 Aktivität der höheren spaltbaren Aktiniden8 3.2 Masse der höheren spaltbaren Aktiniden9 Bewertung der Kritikalitätssicherheit im ERAM10 4.1 Stilllegungsphase12 4.2 Nachbetriebsphase12 Literatur15 Gesamtseitenzahl der Unterlage: 16 Seite 4 von 16
| Origin | Count |
|---|---|
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