Zur Endlagerung von wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen in stabilen geologischen Formationen müssen Langzeitsicherheitsnachweise geführt werden, um die sichere Endlagerung zu gewährleisten. Für den Fall des Austritts von Radionukliden aus dem Endlager ist die potenzielle Exposition der Bevölkerung durch ionisierende Strahlung abzuschätzen. Ein wichtiger Ansatz zur Abschätzung der potenziellen Strahlenexposition besteht in der Modellierung des Transportes von Radionukliden durch die Geosphäre und Biosphäre bis hin zum Menschen. Wegen der Komplexität der zu betrachtenden Prozesse ist die Erstellung eines einzigen Großmodells nicht möglich. Die Modellierung wird mit Teilmodellen durchgeführt, die den Transport durch die geologischen Formationen, in den oberen Bodenschichten, durch die Nahrungskette und andere relevante Pfade getrennt betrachten. Die Exposition wird für eine autarke Bevölkerungsgruppe abgeschätzt, die ihre gesamte Nahrung und Trinkwasser aus einem Einzugsbereich um das Endlager bezieht. Eine wichtige Voraussetzung ist, dass die autarke Gruppe sich so verhält, als ob eine radioaktive Kontamination der Umwelt nicht besteht. Deshalb werden mögliche Vorsichtsmaßnahmen nicht betrachtet. Diese Annahme ist stark konservativ, da eine rein selbstversorgende Gemeinschaft auf dem heutigen sozialen und technischen Entwicklungsstand sehr unwahrscheinlich ist und keinen hundertprozentiger Selbstversorgungsgrad erreichen wird (Biesold et al., 2004). Für die Einrichtung eines Endlagers wurden im Rahmen der Studie von Förster et al. 2010 drei Referenzregionen mit geologischen Salz- und Tonformationen (BGR, 2007) in Nord- und Süddeutschland untersucht. Die Ergebnisse dieser Studie bilden die Grundlage für die Ableitung von Biosphärenmodellen, die auch mögliche geogene oder anthropogene Veränderungen des Klimas berücksichtigen sollen. Dies ist notwendig, da der Nachweis über einen sehr langen Zeitraum von bis zu 106 Jahren erbracht werden muss (BfS, 2005).
Fertigstellung 2027 - was passiert nun? „ÜsiKo statt Risiko“ - Was sich hinter der erneuten Sicherheitsüberprüfung des Endlagers Konrad verbirgt. Ein Bericht von Manfred Kriener Wie geht Sicherheit? Diese zentrale Frage ist bei allen Atomanlagen von besonderer Brisanz. Voranschreitende Erkenntnisse und Neuerungen von Wissenschaft und Technik entziehen dem Thema Sicherheit seinen statischen Charakter. Sicherheitskonzepte sollen dem aktuellen Stand entsprechen und müssen deshalb gegebenenfalls angepasst werden. Wie geht Sicherheit? Sicherheit geht immer weiter. Beim Endlager Konrad, dem bereits 2002 genehmigten Endlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle im niedersächsischen Salzgitter, ist deshalb vor zwei Jahren eine neue Sicherheitsüberprüfung in Gang gesetzt worden. „ÜsiKo“ heißt das Verfahren. ÜsiKo klingt ähnlich wie Risiko, soll aber das genaue Gegenteil sein. Das Kürzel steht für die „Überprüfung der sicherheitstechnischen Anforderungen des Endlagers Konrad nach dem Stand von Wissenschaft und Technik“. Das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) hat den aufwendigen Sicherheitscheck angeschoben. Das niedersächsische Umweltministerium als Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde hat das Verfahren von Beginn an befürwortet und unterstützt. Das BfS stellt klar, dass man da mit nicht den Forderungen von Bürgerinitiativen, Kommunen oder anderen Kritikern des Endlagers nachkomme. Deren Sorgen und Einwürfe nehme man grundsätzlich ernst, aber die ÜsiKo sei eine Eigeninitiative des Amts, die „dem eigenen Selbstverständnis entspricht“. Inzwischen hat als neu gegründete Einrichtung die Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) den Part des BfS übernommen. Notwendig wurde die Sicherheitsüberprüfung durch den mehrere Jahrzehnte umfassenden Zeitraum, den die Realisierung dieses Endlagers bisher in Anspruch genommen hat. Nachdem so viele Jahre seit der Planung und Genehmigung vergangen seien, werde eine Überprüfung des Sicherheitskonzepts zwingend notwendig, sagt Stefan Wenzel. Er stand als der bis 2017 amtierende niedersächsische Landesumweltminister in der Verantwortung für Konrad. Der vom Atomgesetz vorgeschriebene Stand von Wissenschaft und Technik sei, so Wenzel, „ein dynamischer Rechtsbegriff“, der von den Betreibern von Atomanlagen und den Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden verlange, ihre Sicherheitskonzepte auf den jeweils aktuellen Stand zu bringen. „Diese Vorschrift muss nach Punkt und Komma eingehalten werden, wenn es keine Abstriche bei der Sicherheit geben soll“, sagt der frühere langjährige Umweltminister. Auftakt des Überprüfungsverfahrens war ein im April 2016 noch vom BfS organisierter erster Workshop. Neben Fachleuten aus Universitäten, Behörden, Firmen und technischen Prüforganisationen waren auch die Stadt Salzgitter, Bürgerinitiativen und Gewerkschaften eingeladen, sich über das Vorhaben zu informieren. Denn der Betreiber steht im Wort, er hat der Region und der einheimischen Bevölkerung zugesichert, vor Inbetriebnahme das Sicherheitskonzept noch einmal auf den Prüfstand zu stellen. Diese Überprüfung soll, so das Versprechen der BGE, nicht im stillen Kämmerlein, sondern transparent und offen durchgeführt werden, mit regelmäßiger Information der Öffentlichkeit. Was genau ist nun geplant? Was ist von der ÜsiKo zu erwarten? Könnte Schacht Konrad als Endlager am Ende der Überprüfungen womöglich wieder zur Disposition stehen? Mit solch weitreichenden Konsequenzen rechnet trotz des ergebnisoffenen Verfahrens niemand. Henrike Baumgarten, Konrad-Expertin der BGE, betont, die Sicherheitsnachweise für die Einlagerung des Atommülls, die geologischen Untersuchungen und die möglichen Störfallszenarien seien alle „konservativ“, also mit einem großen Puffer zugunsten der Sicherheit berechnet worden. Auch gebe es bisher keine Sicherheitsmängel. Aber die Auftraggeber wollen nichts vorwegnehmen und die Ergebnisse abwarten. Die erste Phase der ÜsiKo hat nach Vergabe des Auftrags an externe Experten inzwischen begonnen. Gutachter der DMT-Group, der Gesellschaft für Reaktorsicherheit, der Brenk Systemplanung und des TÜV Rheinland ermitteln zunächst den Überprüfungsbedarf. Wo sollte man noch mal genauer hinschauen? Welche Analysen und Modellierungen können mit den heute deutlich besseren Rechnerleistungen präzisere Ergebnisse liefern? Ein konkretes Beispiel dafür sind genauere Berechnungen einer möglichen „Mobilität“ des in den Tiefen eingeschlossenen Wassers. Phase zwei widmet sich der Aktualisierung der Sicherheitsanalysen. Bevor sie beginnt, soll die Öffentlichkeit über die Ergebnisse von Phase eins unterrichtet werden. Dort, wo die erste Gutachterrunde einen Überprüfungsbedarf festgestellt hat, soll in der zweiten Stufe nachgerechnet, justiert, modelliert werden. Im Fokus steht dabei die Langzeitsicherheit des Endlagers, also der sichere Einschluss der strahlenden Abfälle für Jahrhunderte und Jahrtausende in tiefen geologischen Formationen. Aber auch die Einlagerungsphase und das Handling der Abfallgebinde werden analysiert. Mit neuen Modellrechnungen wäre es möglich, falls die Gutachter das vorschlagen, einige Worst-Case-Betrachtungen nochmals zu präzisieren. Unter welchen Umständen und in welchen Zeiträumen könnten sich langlebige Radionuklide aus den eingelagerten Abfällen bis ins oberflächennahe Grundwasser oder in die Geosphäre ausbreiten? Welchen Einfluss hat der aktuelle Klimawandel auf die Wasserbewegungen im Untergrund? Und was passiert eigentlich, wenn die nächste Eiszeit in einigen Tausend Jahren mit ihren Eismassen und Gletschermoränen auf das Bergwerk drückt? Zusätzlich zur Sicherheitsanalyse des „normalen“ bestimmungsgemäßen Betriebs könnten auch mögliche Störfallszenarien – Absturz und Zerstörung eines Abfallgebindes, ein Brand im Endlager Konrad oder eine Explosion – ein weiteres Mal untersucht werden. Ob abschließend die Phasen drei und vier der ÜsiKo umgesetzt werden, hängt wiederum von den Ergebnissen der ersten Gutachterrunden ab. Phase drei steht für mögliche Anpassungen und Änderungen der bisherigen Planungen für das Endlager Konrad, Phase vier für deren bauliche Umsetzung. Ein großzügig angesetzter zeitlicher Rahmen für die ÜsiKo soll garantieren, dass die Überprüfungen so gründlich wie notwendig abgearbeitet werden können. Erste Ergebnisse aus Phase eins liegen inzwischen vor. Im Herbst soll sie abgeschlossen sein. Das gesamte Verfahren könnte nach Angaben der BGE bis spätestens 2022 andauern. „Bei dieser Überprüfung muss allein die Sicherheit im Vordergrund stehen und nicht irgendein politisches oder ökonomisches Interesse“, sagt Wolfram König. Der heutige Präsident des Bundesamts für kerntechnische Entsorgungssicherheit stand bis 2017 an der Spitze des ehemaligen Konrad-Betreibers BfS. Er sieht in der ÜsiKo eine notwendige „Neubetrachtung eines über 40 Jahre alten Projekts“. Dabei gehe es auch um ein Stück Glaubwürdigkeit. Was immer die Gutachter an Ergebnissen vorlegen werden: Es gebe, so König, „keine No-Go-Punkte, ergebnisoffen heißt ergebnisoffen!“ Kann die ÜsiKo die Akzeptanz des Endlagers Schacht Konrad in der Region verbessern? Damit rechnet eigentlich niemand aus den beteiligten alten und neuen Organisationen. Und das sei nach Ansicht der BGE auch nicht Sinn und Zweck dieser Überprüfung. „Der Widerstand gegen das Endlager Schacht Konrad hat Jahrzehnte über angehalten“, sagt Stefan Wenzel, „er ist zuletzt allen Plänen einer möglichen Erweiterung des Einlagerungsvolumens vehement entgegengetreten. Daran wird sich auch nichts ändern.“ So dürfte die ÜsiKo von den Gegnern des Endlagers eher misstrauisch verfolgt werden. Sie verlangen, so die Forderung der Stadt Salzgitter, eine komplett neue Eignungsprüfung des Endlagerstandorts und die Einbeziehung der Rückholbarkeit der eingelagerten Abfälle. Solche Forderungen gingen weit über die Auftragsbeschreibung der ÜsiKo hinaus, macht dagegen die BGE deutlich. Sie würden ein komplett neues Genehmigungsverfahren notwendig machen. Die ÜsiKo habe dagegen die Sicherheit des bestehenden und genehmigten Konzepts im Auge. Der Bericht ist Teil der Einblicke Nr. 2 Thema: Fertigstellung 2027 - was passiert nun? Hinter der Geschichte Der Autor Manfred Kriener schreibt seit vielen Jahren über Ökologie, Nachhaltigkeit und Wissenschaftsthemen. Er war Redakteuer der „taz“ und Chefredakteur des Umweltmagazins „zeo2“. Zudem wurde Kriener mit dem Medienpreis der Deutschen Umwelthilfe ausgezeichnet. Links zum Thema Die Einblicke Nr. 2 zum Herunterladen Themenschwerpunkt: Fertigstellung des Endlagers Konrad Alle Publikationen im Überblick Alle Meldungen und Pressemitteilungen der BGE im Überblick
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
Auflistung der sicherheitsrelevanten Deltas und der Hinweise aus Phase 1 der ÜsiKo Als verantwortungsvoller Betreiber führt die BGE vor der Inbetriebnahme die Überprüfung der sicherheits technischen Anforderungen des Endlagers Konrad nach dem Stand von Wissenschaft und Technik (ÜsiKo) durch. In Phase 1 der ÜsiKo haben von der BGE beauftragte Gutachter*innen den Stand von Wissenschaft und Technik (W & T) von heute mit dem Stand von W & T zur Zeit des Planfeststellungsbeschlusses im Jahr 2002 verglichen. Die Phase 1 wurde mit 36 identifizierten sicherheitsrelevanten Deltas (Δ) und zehn zu sätzlichen Hinweisen abgeschlossen (Tabelle). Die Deltas sind von den Auftragnehmer*innen herausgear beitete sicherheitsrelevante Weiterentwicklungen im Stand von W & T, die Hinweise sind weitere Empfeh lungen der Auftragnehmer*innen für die Phase 2 der ÜsiKo. Die sicherheitsrelevanten Deltas und Hinweise sind zu neun Arbeitspaketen zusammengefasst worden und werden in Phase 2 der ÜsiKo alle bearbeitet. Tabelle: Delta [Δ] / Arbeits- Hinweis Paket [H] BezeichnungAbschlussbericht ÜsiKo Phase 1*Bewer- tungsblatt bzw. Seite aus Ab- schlussbe- richt ÜsiKo Δ1Paket 1Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung im GrubengebäudeNachbetriebsphase6.1.5 Δ2Paket 1Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung in der GeosphäreNachbetriebsphase6.1.6 Δ3Paket 1Nachweis der Kritikalitätssicherheit für alle höheren AktinideNachbetriebsphase6.2 Δ4Paket 1Nachweis der Kritikalitätssicherheit bei der Anwesenheit spezieller Moderator materialienNachbetriebsphase6.3 Δ5Paket 1Neue Version von ANSI/ANS-8.15, Erweiterung Unterkritikalität in der Spaltstoffliste der BetriebsphaseSeite 34 Δ6Paket 1Neue Version von ANSI/ANS-8.15, Änderung bei den kleinsten kritischen MassenUnterkritikalität in der BetriebsphaseSeite 34 Δ7Paket 1Bewertung heterogener Spaltstoff anordnungenUnterkritikalität in der BetriebsphaseSeite 34 Δ8Paket 2Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: EreignisspektrumStörfallanalyse2 Δ9Paket 2Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz einer Transporteinheit in der PufferhalleStörfallanalyse2.1.1.1.1 Fortsetzung Tabelle, Blatt 2/5: Delta [Δ] / Arbeits- Hinweis Paket [H] Δ 10 Paket 2 Δ 11Paket 2 Δ 12Paket 2 Δ 13Paket 2 Δ 14Paket 2 Δ 15Paket 2 Δ 16Paket 2 Δ 17Paket 2 Δ 18Paket 2 Δ 19Paket 2 BezeichnungAbschlussbericht ÜsiKo Phase 1*Bewer- tungsblatt bzw. Seite aus Ab- schlussbe- richt ÜsiKo Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz einer Transporteinheit in der UmladehalleStörfallanalyse2.1.1.1.2 Störfallanalyse2.1.1.1.3 Störfallanalyse2.1.1.2 Störfallanalyse2.1.1.3 Störfallanalyse2.1.1.4 Störfallanalyse2.1.1.6 Störfallanalyse2.1.1.7 Störfallanalyse2.1.1.8 Störfallanalyse2.1.1.9 Störfallanalyse2.1.1.11 Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz einer Transporteinheit im Sonder behandlungsraum Durchführung einer ganzheitlichen, vor eilenden MTO-Analyse: Absturz schwerer Lasten auf Abfallgebinde über Tage Durchführung einer ganzheitlichen, vor eilenden MTO-Analyse: Kollision von Transportmitteln ohne Brand über Tage Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz von Abfallgebinden bei der Beschickung des Förderkorbes Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Mechanische Einwirkungen auf Abfallgebinde bei der Förderung nach unter Tage Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz von Lasten auf Abfallgebinde im Förderkorb Durchführung einer ganzheitlichen, voreilenden MTO-Analyse: Absturz von Abfallgebinden bei der Handhabung unter Tage Durchführung einer ganzheitlichen, vor eilenden MTO-Analyse: Absturz schwerer Lasten auf Abfallgebinde unter Tage Durchführung einer ganzheitlichen, vor eilenden MTO-Analyse: Kollision von Transportmitteln ohne Brand unter Tage Fortsetzung Tabelle, Blatt 3/5: Delta [Δ] / Arbeits- Hinweis Paket [H] Δ 20 Δ 21 Δ 22 Δ 23 Bezeichnung Durchführung einer ganzheitlichen, vor Paket 2 eilenden MTO-Analyse: Kollision von Transportmitteln mit Brand über Tage Durchführung einer ganzheitlichen, vor Paket 2 eilenden MTO-Analyse: Kollision von Transportmitteln mit Brand unter Tage Brandschutztechnische Untersuchung Paket 3a elektrisch angetriebener Fahrzeuge (Fahrzeugbrand unter Tage) Bewertung der Auswirkungen eines Paket 3b Brandes unter Tage auf die Integrität des Ausbaus Abschlussbericht ÜsiKo Phase 1*Bewer- tungsblatt bzw. Seite aus Ab- schlussbe- richt ÜsiKo Störfallanalyse2.1.2.2 Störfallanalyse2.1.2.6 Störfallanalyse2.1.2.7 Störfallanalyse2.1.1.10 Paket 6Radionuklidtransport in der Gasphase (Szenarien)Nachbetriebsphase1 Δ 25Paket 6Freisetzung von radioaktiven Gasen im Grubengebäude und Freisetzung der Gase aus dem Grubengebäude in die GeosphäreNachbetriebsphase2.3 Δ 26Paket 6Radionuklidtransport in der Gasphase in der GeosphäreNachbetriebsphase4.2 Δ 27Paket 6Untersuchung der Relevanz von Gas- Fracs für einen möglichen Radionuklid transport in der Gasphase (Szenarien)Nachbetriebsphase1 Δ 28Paket 6Einfluss von Kolloiden auf den Transport von Radionukliden (Szenarien)Nachbetriebsphase1 Δ 29Paket 6Einfluss von Kolloiden auf den Transport von Radionukliden (Geosphäre)Nachbetriebsphase4.2 Δ 30Paket 6Überprüfung des Unterkreidepfades bezüglich des berücksichtigten TransportpfadsNachbetriebsphase4.1.1 Δ 31Paket 6Überprüfung des Unterkreidepfades bezüglich der DiffusionNachbetriebsphase4.2.3 Δ 24
Radionuklidausbreitung Aspekt 1: Bewertung des Radionuklidtransportes in der Gasphase Fachöffentliche Ergebnispräsentation ÜsiKo Phase 2, 23.10.2024 Überblick Δ24: Radionuklidtransport in der Gasphase (Szenarien) • Es ist darzulegen, welche Prozesse beim Radionuklidtransport in der Gasphase eine Rolle spielen • Die Prozesse und Szenarien wurden beschrieben Δ25: Freisetzung von radioaktiven Gasen im und aus dem Grubengebäude in die Geosphäre Δ26: Radionuklidtransport in der Gasphase in der Geosphäre • Es ist zu zeigen ob, und wie Gase aus dem Grubengebäude freigesetzt und in der Geosphäre transportiert werden • Es wurde festgestellt, dass die Gase unterhalb der Unterkreide bleiben und nicht in die Biosphäre gelangen Δ27: Untersuchung der Relevanz von Gas-Fracs für einen möglichen Radionuklidtransport in der Gasphase • Es ist zu zeigen ob, gasdruckinduzierte Klüfte entstehen können • Es wurde festgestellt, dass der Druck zu niedrig ist und keine gasdruckinduzierten Klüfte entstehen können 2 Szenario für den Gaspfad nach Stand von W&T Beschreibung erfolgt entsprechend nationalen und internationalen Forschungsprojekten • Sauerstoff im Grubengebäude wird durch aerobe Prozesse schnell aufgebraucht • Lösung tritt in das Grubengebäude ein • Nach 115 Jahren ist das Grubengebäude aufgesättigt • Bei Kontakt der Abfälle mit Wasser werden durch die anaerobe Korrosion von Metallen und die organische Degradation von Organika Gase gebildet • Gasdruckaufbau führt zu einer Gasbewegung und Verdrängung von Lösung • Übersteigt der Gasdruck die Summe aus hydrostatischen Druck und Gaseindringdruck im Wirtsgestein kann Gas in das Wirtsgestein eindringen 3
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
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.
Vorstellung Impulsvortrag zum Workshop „Konsequenzenanalyse“ Impulsgeber: Jens Wolf, GRS gGmbH Was steckt hinter dem Begriff „Konsequenzenanalyse“? • Abgrenzung zur Langzeitsicherheitsanalyse • Sicherheitskonzept • Bedeutung von Ungewissheiten • Besonderheiten bei der Rückholung der radioaktiven Abfälle aus der Asse Ungewissheiten (= Risiken?) bei der Konsequenzenanalyse 1 Konsequenzenanalyse (Langzeitsicherheit) Jens Wolf, GRS 28.04.2023 BGE-Workshop Risiken der Rückholung Eulenspiegelhalle Schöppenstedt Bewertung der Langzeitsicherheit (bis 1 Millionen Jahre) Biosphäre: Auswirkung auf Bevölkerung (Dosisabschätzung) Geosphäre (Fernfeld): Transport im Untergrund Übertritt Schadstoffe ins Deckgebirge Quelle: GRS Endlager (Nahfeld): Transport im Untergrund Mobilisierung von Schadstoffen 3
Radionuklidausbreitung Aspekt 2: Kolloidgetragener Radionuklidtransport Fachöffentliche Ergebnispräsentation ÜsiKo Phase 2 23.10.2024 Überblick ∆28: Einfluss von Kolloiden auf den Transport von Radionukliden (Szenarien) ∆29: Einfluss von Kolloiden auf den Transport von Radionukliden (Geosphäre) Es ist darzulegen, wie und ob Kolloide einen Einfluss auf den Transport von Radionukliden haben können Es wurde festgestellt, dass unter den zu erwartenden Bedingungen der Einfluss von Kolloiden auf den RN- Transport vernachlässigbar ist Aspekt 2: Kolloidgetragener Radionuklidtransport | Seher, Noseck, GRS 2 Gliederung des Vortrags Teil 1 Grundlagen Vorgehen Kolloide Quellen von Kolloiden Stand des Wissens Teil 2 Modellrechnungen Szenarien und Modell Randbedingungen Eingangsdaten Ergebnisse Fazit Aspekt 2: Kolloidgetragener Radionuklidtransport | Seher, Noseck, GRS 3
GSF FORSCHUNGSZENTRUM FÜR UMWELT UND GESUNDHEIT FORSCHUNGSBERGWERK ASSE Szenarienentwicklung Asse November 2006 Colenco Bericht 3331/99 (Revision von Colenco-Bericht 4927/07) Colenco Power Engineering AG Baden, Schweiz Grundwasserschutz und Entsorgung GSF FORSCHUNGSZENTRUM FÜR UMWELT UND GESUNDHEIT FORSCHUNGSBERGWERK ASSE Szenarienentwicklung Asse November 2006 Colenco Bericht 3331/99 (Revision von Colenco-Bericht 4927/07) Colenco Power Engineering AG Baden, Schweiz Verfasser: Dr. G. Resele ......................................................................................... Jean-Marc Lavanchy Leiter GeschäftsbereichDr. Georg Resele Chefprojektleiter Szenarienentwicklung Asse – Bericht 3331/99 (November 2006) 3 Inhaltsverzeichnis Seite 1Einleitung ......................................................................................................................7 1.1Schachtanlage Asse .....................................................................................................8 1.2Langzeitsicherheitsnachweis und Szenarienentwicklung ..............................................9 1.3Grundlagen, Methodik und Berichtsaufbau .................................................................10 2Sicherheitskonzept und Schließungskonzept ..............................................................12 2.1Rahmenbedingungen..................................................................................................12 2.2Sicherheitskonzept......................................................................................................13 2.3Schließungskonzept....................................................................................................16 3Methodik der Szenarienentwicklung............................................................................25 4Multibarrierensystem (MBS)........................................................................................29 4.1Kompartimente des Teilsystems Nahfeld ....................................................................29 4.2Wirtsgestein ................................................................................................................30 4.3Hutgestein und Deckgebirge .......................................................................................31 4.4Biosphäre....................................................................................................................31 5Systembeschreibung Geosphäre ................................................................................33 5.1 5.1.1 5.1.2 5.1.3 5.1.3.1 5.1.3.2 5.1.3.3 5.1.3.4 5.1.3.5 5.1.4 5.1.4.1 5.1.4.25.1.4.3 5.1.4.4 5.1.4.5 5.1.4.6 5.1.5Heutige Verhältnisse am Standort...............................................................................33 Gebirgsmechanische Verhältnisse ..............................................................................34 Lösungszutritt..............................................................................................................38 Transportpfade für Grubenlösung und Gas im Wirtsgestein ........................................42 Wegsamkeit durch gebirgsmechanisch gestörte Bereiche zur SW-Flanke ..................42 Wegsamkeit entlang der Tagesschächte.....................................................................44 Wegsamkeit entlang nichtchloridischer Horizonte .......................................................45 Wegsamkeit entlang Kaliflözen in Verbindung mit Umlösung ......................................46 Wegsamkeiten entlang alten Bohrungen und peripheren Grubenbauen .....................46 Transport von Radionukliden im Hutgestein und Deckgebirge ....................................48 Randbedingungen.......................................................................................................48 Pfad mit Hochpressen der Grubenlösung entlang des Rötanhydrit zum Salzspiegel und Transport nach Groß Denkte.......................................................................................51 Pfade mit ausgeprägtem Anteil im Rötanhydrit............................................................54 Pfade durch den Rötaquitard in der Südflanke ............................................................55 Pfade ausgehend vom verstürzten Deckgebirge SE der Grundwasserscheide ...........57 Pfade mit Übertritt in die Muschelkalkaquifere.............................................................60 Übersicht über die Transportpfade für Grubenlösung im Deckgebirge ........................62 5.2 5.2.1 5.2.2 5.2.3 5.2.4Langzeitentwicklung des Standortes ...........................................................................63 Übersicht.....................................................................................................................63 Referenzentwicklung des Standortes ..........................................................................65 Alternative Klimaentwicklung (mit Vergletscherung des Standortes) ...........................72 Klimaunabhängige externe Einwirkungen ...................................................................74
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 172 |
| Land | 1 |
| Type | Count |
|---|---|
| Förderprogramm | 154 |
| Text | 12 |
| unbekannt | 7 |
| License | Count |
|---|---|
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| Deutsch | 172 |
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|---|---|
| Dokument | 1 |
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