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Radioactive waste in the Asse II mine

From 1967 to 1978, around 47,000 cubic metres of low- and intermediate-level radioactive waste were emplaced in the mine according to information from the former operator, the Association for Radiation Research (now known as Helmholtz Zentrum München, HMGU). Almost all low- and intermediate-level radioactive waste from the Federal Republic of Germany was disposed of in the Asse II mine. Some 67% of the waste volume originated from facilities belonging to power companies. Typical waste included: filters, scrap metal, paper, laboratory waste, building rubble, wood, slurries and mixed waste. Other waste was delivered by research institutes, the nuclear industry and other waste producers (from the medical industry, for example). Records allow the determination of how many drums are stored in the Asse mine, but there is some uncertainty as to whether these documents give a correct radionuclide and substance inventory for the emplaced radioactive waste. The waste declaration at the time does not meet today’s standards and is partially incomplete and incorrect. The BGE’s plans for retrieval assume that incorrectly declared waste was also emplaced in the Asse II mine. Since the facility came under the purview of nuclear law, considerable efforts have been made to eliminate uncertainties regarding the waste documentation. Even following very extensive inspections, there is no evidence that high-level radioactive waste is stored in the Asse mine. Emplacement areas and methods The radioactive waste was emplaced in a total of 13 former mining chambers from 1967 to 1978. Two chambers are located in the central section and 10 in the southern flank of the mine at depths of 725 and 750 metres. A further chamber is located at the 511-metre level. At the start of emplacement, the waste containers were stacked in an upright position. In order to make better use of the hollow space, the former operator subsequently began stacking them on their sides. The necessary individual handling of waste containers resulted in higher radiation exposure for staff and higher emplacement costs. From 1971 onwards, the waste was primarily dumped using a wheel loader. The simultaneous handling of multiple drums led to lower costs and lower radiation exposure for staff. It is with the use of this method, if not sooner, that it becomes clear that the waste was intended to remain in the Asse II mine. There were no plans for retrieval, and possible damage to the waste containers was disregarded. The surrounding rock salt was intended to provide long-term protection. An electric crane was used to lower intermediate-level radioactive waste into emplacement chamber 8a at the 511-metre level, where it was emplaced using the dipping technique. This method was used because, as a result of the significantly higher radiation exposure relative to the low-level radioactive waste, there was a need not only for a greater distance from the waste container but also for additional screening. Legal appraisal According to current laws and the state of the art of science and technology, the final disposal of radioactive waste in the manner employed at the Asse II mine would not be eligible for a licence. However, irrespective of the present-day assessment of emplacement operations at the Asse II mine, no laws were broken based on the legislation in force at the time. Radioactivity of emplaced waste Waste with a radioactivity of around 1 • 1016 becquerels (10 thousand trillion decays of atomic nuclei per second; as at 1 January 1980) was stored in the Asse II mine. Due to radioactive decay, the radioactivity had fallen to 2.2 • 1015 becquerels (2.2 thousand trillion decays of atomic nuclei per second) by 1 January 2019. The radioactivity currently corresponds to around a 200th of the radioactive content of a Castor container (type V/19 – 96 design containing a typical load). The estimation of the repository’s hazard potential depends not only on the emplaced radioactivity of the waste, but also on the substances that are emplaced and the harmful effects they could have on living organisms. If the radioactive waste were to remain in the Asse II mine, it would not be possible to demonstrate that the legal safety objectives would be met for the required periods of time. The waste is therefore to be retrieved from the mine. For further information on retrieval, please refer to the main topic on retrieval (German only) .

Radioaktive Abfälle in der Asse

Von 1967 bis 1978 werden nach Angaben des ehemaligen Betreibers, der Gesellschaft für Strahlenforschung (heute: Helmholtz Zentrum München; HMGU), rund 47.000 Kubikmeter schwach- und mittelradioaktive Abfälle eingelagert. Nahezu der gesamte schwach- und mittelradioaktive Abfall der Bundesrepublik Deutschland wird in der Schachtanlage Asse II entsorgt. Rund 67 Prozent des Abfallvolumens stammt aus Anlagen der Energieversorgungsunternehmen. Typische Abfälle sind: Filter, Metallschrott, Papier, Laborabfälle, Bauschutt, Holz, Schlämme oder Mischabfälle. Weitere Abfälle werden von Forschungseinrichtungen, der kerntechnischen Industrie und von sonstigen Abfallverursachern (zum Beispiel aus der Medizin) angeliefert. Anhand von Unterlagen kann nachvollzogen werden, wie viele Fässer in der Asse liegen. Es bestehen allerdings Unsicherheiten, ob das Radionuklid- und Stoffinventar der eingelagerten radioaktiven Abfälle in den Dokumenten korrekt angegeben ist. Die damalige Abfalldeklaration entspricht nicht den heutigen Standards und ist zum Teil unvollständig und fehlerhaft. Die Bundesgesellschaft für Endlagerung geht in ihren Planungen zur Rückholung davon aus, dass auch fehlerhaft deklarierte Abfälle in der Schachtanlage Asse II eingelagert sind. Seit die Anlage unter Atomrecht steht, werden erhebliche Anstrengungen unternommen, um Unsicherheiten bei der Abfalldokumentation zu beseitigen. Es gibt auch nach sehr umfangreichen Prüfungen keine Belege dafür, dass in der Asse hochradioaktive Abfälle lagern. Einlagerungsbereiche und -techniken Die radioaktiven Abfälle werden von 1967 bis 1978 in insgesamt 13 ehemalige Abbaukammern eingelagert. Zwei Kammern liegen im mittleren Teil und zehn in der Südflanke des Bergwerks in einer Tiefe von 725 und 750 Metern. Eine weitere Kammer befindet sich auf der 511-Meter-Ebene. Zu Beginn der Einlagerung werden die Abfallbehälter stehend gestapelt. Um den Hohlraum besser nutzen zu können, geht der ehemalige Betreiber zu einer liegenden Stapelung über. Die notwendige einzelne Handhabung der Abfallbehälter hat eine höhere Strahlenbelastung des Personals und höhere Kosten für die Einlagerung zur Folge. Seit 1971 werden die Abfälle hauptsächlich mit Hilfe eines Radladers verkippt. Die gleichzeitige Handhabung mehrerer Fässer führt zu geringeren Kosten und zu einer geringeren Strahlenbelastung des Personals. Spätestens mit Anwendung dieser Technik wird deutlich, dass die Abfälle in der Schachtanlage Asse II verbleiben sollen. Eine Rückholung ist nicht vorgesehen. Mögliche Schäden an den Abfallbehältern werden vernachlässigt. Langfristigen Schutz soll das umliegende Salzgestein bieten. Mit Hilfe eines Elektrokrans werden mittelradioaktive Abfälle in die Einlagerungskammer 8a auf der 511-Meter-Ebene abgeseilt und verstürzt. Diese Technik wird angewendet, da aufgrund der im Vergleich zu den schwachradioaktiven Abfällen deutlich höheren Strahlenbelastung ein größerer Abstand zum Abfallbehälter und eine zusätzliche Abschirmung notwendig sind. Mehr über die in der Asse gelagerten Abfälle erfahren Sie im Themenschwerpunkt "Die radioaktiven Abfälle in der Asse" . Eine Endlagerung von radioaktiven Abfällen wie in der Schachtanlage Asse II ist nach heutigen Gesetzen sowie dem Stand von Wissenschaft und Technik nicht genehmigungsfähig. Unabhängig von der heutigen Bewertung der Einlagerung in die Schachtanlage Asse II wurden aufgrund der damals geltenden Gesetze jedoch keine Rechtsverstöße begangen. Radioaktivität der eingelagerten Abfälle In der Schachtanlage Asse II wurden Abfälle mit einer Radioaktivität von rund 1 • 10 16 Becquerel (10 Billiarden zerfallene Atomkerne pro Sekunde; Stand: 1. Januar 1980) eingelagert. Durch den radioaktiven Zerfall betrug die Radioaktivität am 1. Januar 2023 noch 1,53 • 10 15 Becquerel (rund 1,5 Billiarden zerfallene Atomkerne pro Sekunde). Die Radioaktivität entspricht derzeit rund einem 200stel des radioaktiven Inhalts eines Castor-Behälters (Typ V/19 – 96er Bauart bei typischer Beladung). Zur Einschätzung des Gefahrenpotenzials des Endlagers ist nicht nur die eingelagerte Radioaktivität der Abfälle wichtig. Von Bedeutung ist auch, welche Stoffe eingelagert sind, und welche Schadenswirkung sie auf Lebewesen haben können. Bei einem Verbleib der radioaktiven Abfälle in der Schachtanlage Asse II kann nicht nachgewiesen werden, dass die gesetzlichen Schutzziele für die geforderten Zeiträume eingehalten werden. Aus diesem Grund sollen die Abfälle wieder zurückgeholt werden ( Rückholung der radioaktiven Abfälle ). Weitere Informationen zur Rückholung finden Sie im Themenschwerpunkt Rückholung . Kurzinformationen zur Schachtanlage Asse II Kurzinformationen: Rückholung Themenschwerpunkt: Rückholung

Radioactive waste in the Morsleben repository

During emplacement operations, almost 37,000 cubic metres of low- and intermediate-level radioactive waste were placed in final disposal. Around 60% of the waste currently in final disposal was brought underground after reunification. This waste contains 40% of the emplaced radioactivity. The radioactive waste originates predominantly from the operation of nuclear power plants as well as from the decommissioning of nuclear facilities. Typical waste includes evaporated and solidified radioactive liquids, filters, scrap metal, paper, laboratory waste, building rubble, slurries and mixed waste. Emplacement areas and methods The radioactive waste placed in final disposal is located around 480 metres below ground level in the vicinity of the fourth level of the Bartensleben mine. This waste was largely emplaced using the stacking method, as well as by dipping and dumping. Liquid waste was solidified on-site. The emplacement areas are as follows: Northern field: In the northern field, low-level radioactive waste with a total volume of 1,701 cubic metres was placed in final disposal using the stacking method between 1971 and 1981. Western field: This is where the most waste is stored, with a waste volume of 18,637 cubic metres. Solid low-level radioactive waste was emplaced here using the stacking method from 1974 to 1991 and from 1994 to 1998. Smaller quantities of operational radioactive waste that arises on-site are still placed in final disposal in the western field today. Southern field: A total volume of 10,119 cubic metres were placed in final disposal in the southern field from 1978 to 1991 and from 1994 to 1998. The solid and liquid low- and intermediate-level radioactive waste, along with enclosed radiation sources, was predominantly disposed of by the dipping technique, but liquid low-level radioactive waste was also solidified in situ – that is, directly within the emplacement area – between 1978 and 1991. Central section: In the central section, low-level radioactive waste with a total volume of 157 cubic metres was emplaced between 1983 and 1990. The solid and liquid waste, as well as enclosed radiation sources, were stacked, solidified on-site, or dumped. Eastern field: Following the reunification of Germany, the eastern field was used for emplacement between 1997 and 1998. In total, 6,140 cubic metres of solid low-level radioactive waste were stacked here. Waste placed in interim storage In addition to the radioactive waste placed in final disposal, there is also a small quantity of waste in interim storage. This accounts for less than 0.01% of the total volume of waste but around 60% of the repository’s emplaced radioactivity. This stems from enclosed radiation sources stored in the “underground measuring field”. Medical radium preparations were also placed in interim storage after being packaged in a manner suitable for storage and finally equipped with concrete shielding. The concrete container is stored in a deep borehole at the main cross-cut (near the eastern field). As a result of the long half-life of 1,600 years (radium-226), the radium preparations had an unchanged radioactivity of 3.7 • 1011 becquerels (370 billion decays of atomic nuclei per second) at the end of 2019. The radioactivity of the enclosed radiation sources (above all cobalt-60) was still 1.2 • 1014 becquerels (120 trillion decays of atomic nuclei per second) at the end of 2019, which corresponds to around a 20th of the original radioactivity at the time of emplacement. The radioactive waste placed in interim storage does not meet the waste acceptance criteria for final disposal as set out in the permanent operating licence. Interim storage is licensed on a fixed-term basis by the competent licensing authorities, and an application has been made for the final disposal of this waste within the framework of decommissioning. As part of this process, the risk of exposing people to ionising radiation is to be kept as low as possible in accordance with the minimisation requirement in the context of radiation protection. Transport to an interim storage facility or a federal state collecting depot for radioactive waste would not lead to an improvement in safety. Radioactivity of emplaced waste Waste with a total radioactivity of 3.2 • 1015 becquerels (3.2 thousand trillion decays of atomic nuclei per second) has been stored in the Morsleben repository. Due to radioactive decay, the radioactivity had fallen to 2.0 • 1014 becquerels (200 trillion decays of atomic nuclei per second) at the end of 2019. Around 60% of this was due to the waste currently held in interim storage. The total radioactivity within the Morsleben repository currently corresponds to about a 2,000th of the radioactive content of a Castor container (type V/19 – 96 design containing a typical load). The estimation of the repository’s hazard potential depends not only on the emplaced radioactivity of the waste, but also on which substances are emplaced and what harmful effects they can have on living organisms. Within the framework of the repository’s decommissioning, it must be ensured that the legal safety objectives are adhered to – including in the long term. Brief information on the Morsleben repository

Abfallarten und Entstehung

Radioaktive Stoffe werden unterschieden in schwach-, mittel- und hochradioaktiv. Für die Bewertung der radioaktiven Abfälle spielen weitere Faktoren eine Rolle, etwa die Halbwertzeit für den Zerfall der radioaktiven Stoffe oder ihre Radiotoxizität (gesundheitsschädliche Wirkung von radioaktiven Stoffen). Neben der radiologischen Betrachtung, also welche Strahlenbelastung radioaktive Abfälle darstellen, ist insbesondere ihre Wärmeentwicklung ein entscheidendes Merkmal. Hohe Wärmeabgabe ist im Rahmen der Endlagersuche eine zusätzliche Belastung für das Endlagergestein. Deshalb hat sich die Bundesrepublik Deutschland dazu entschieden, zwei Kategorien radioaktiver Abfälle zu unterscheiden: wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle Das sind zum einen die hochradioaktiven Materialien der verbrauchten Kernbrennstoffe und aus der Wiederaufarbeitung, die durch ihren radioaktiven Zerfall Wärme abstrahlen. Zum anderen gehört aufgrund der Wärmeabgabe auch ein Teil der mittelradioaktiven Abfälle dazu. radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung Das sind die schwachradioaktiven Abfälle und der Großteil der mittelradioaktiven Abfälle. Gesteine können Wärme unterschiedlich gut abführen und sind unterschiedlich stark wärmebelastbar. Das heißt, ihre für die Endlagerung positiven Eigenschaften könnten bei zu hoher Wärmebelastung teilweise verloren gehen. Eine Temperaturerhöhung des Gesteins von weniger als drei Grad kann vernachlässigt werden. Dieser Wert entspricht der natürlichen Temperaturzunahme bei einem Tiefenunterschied von 100 Metern in Bergwerken. Für das Endlager Konrad ist diese Bedingung im Genehmigungsverfahren festgeschrieben worden. Beim Blick auf die Herkunft der radioaktiven Abfälle wird klar, dass etwa 95 Prozent aus der Erforschung, dem Betrieb und dem Rückbau der Kernkraftwerke stammt. Dabei hat die Bundesrepublik Deutschland mit ihren  Forschungseinrichtungen und dem Abriss der DDR-Kernkraftwerke einen Anteil von rund einem Drittel. Zwei Drittel der Abfälle stammen aus den Anlagen der Energieversorger. Die Bundesländer haben einen deutlich geringeren Anteil, da sie keine großen Kraftwerke zurückbauen müssen. Die Länder sind für radioaktive Materialien aus Industriebetrieben, Hochschulforschung und Medizin verantwortlich und sammeln diese in ihren Landessammelstellen. Bezogen auf die Menge beziehungsweise das Volumen der Abfälle nach ihrer fachgerechten Verpackung (Konditionierung) ergibt sich folgendes Bild: Rund 27.000 Kubikmeter verursachen die radioaktiven Abfälle mit nennenswerter Wärmeentwicklung. Die radioaktiven Abfälle mit geringer Wärmeentwicklung können bis zu 620.000 Kubikmeter ausmachen. Die Gesamtmenge ist derzeit noch stark davon abhängig, wie groß das Volumen der Abfälle aus der Schachtanlage Asse II nach deren Bergung und Konditionierung wird. Außerdem ist auch die Menge der Rückstände aus der Urananreicherung noch nicht exakt zu beziffern. Bei radioaktiven Abfällen handelt sich um radioaktive Stoffe, die nach ihrer Nutzung nicht mehr benötigt werden und auch nicht anderweitig genutzt werden können. Das trifft zum Beispiel für verbrauchte Brennelemente aus den Atomkraftwerken (Kernkraftwerken) zu. Ebenso fallen Prüfstrahler aus industriellen Messeinrichtungen zum Beispiel zur Überwachung von Füllständen in Lagertanks darunter sowie zahlreiche radioaktive Stoffe aus Laboren, Betrieben oder auch von Krankenhäusern. Daneben werden durch den Umgang mit radioaktiven Stoffen Werkzeuge, Schutzkleidung, Filter, Reinigungsmittel, Laborabfälle, ausgediente Anlagenteile und Komponenten wie Pumpen, Rohrleitungen oder Bauwerksteile und andere Gegenstände radioaktiv verunreinigt. Diese Verschmutzung nennt sich Kontamination. Falls sie entfernt werden kann, beispielsweise durch Sandstrahlen oder in chemischen Bädern, fällt nur das abgetragene radioaktive Material als Abfall an, andernfalls werden die verschmutzen Teile als radioaktive Abfälle erfasst. Diese Materialien zählen zu den schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und sind vernachlässigbar wärmeentwickelnd. Da es sich häufig um größere Anlagenteile mit geringen radioaktiven Bestandteilen handelt, ist ihre Menge ungleich größer als die der hochradioaktiven Materialien. Für gut die Hälfte (303.000 Kubikmeter) der schwach- und mittelradioaktiven Abfälle hat Deutschland mit dem genehmigten Endlager Konrad einen Entsorgungsweg gefunden. Für die hochradioaktiven Abfälle wird  ein Endlager gesucht. Im Standortauswahlprozess ist die BGE mit der Suche nach einem geeigneten Ort für ein Endlager für insbesondere die hochradioaktiven Abfälle beauftragt. Der Weg dahin ist im Standortauswahlgesetz rechtlich vorgegeben. Er erfolgt in mehreren Schritten. Für die fortschreitende Planung des Endlagerbedarfs sind Prognosen über die Menge der radioaktiven Abfälle notwendig. Die Prognosedaten werden von den Abfallverursachern an die BGE übermittelt. Aus den Daten erfolgt ein Abgleich und eine Bewertung für die zu erwartende Menge und das dafür benötigte Endlagervolumen. Radioaktive Abfälle stammen überwiegend aus der Erforschung, dem Betrieb und dem Rückbau von Kernkraftwerken. Sie werden in verschiedene Abfallarten unterteilt. Entscheidend dafür ist, wie stark die radioaktive Strahlung ist und damit wie viel Wärme sie abgeben. Für einen Teil der Abfälle – die schwach- und mittelradioaktiven -  hat Deutschland mit dem Endlager Konrad einen Entsorgungsweg gefunden. Für den Rest muss ein Endlager gesucht und genehmigt werden.

Präsentation „Schwach- und mittelradioaktive Abfälle: Was? Woher? Wie viel? Atommüll – nicht nur hochradioaktive Abfälle brauchen ein Endlager“ – Online-Veranstaltung während der Forumstage 2023 (PDF)

SCHWACH UND MITTELRADIOAKTIVE ABFÄLLE: WAS? WOHER? WIE VIEL? Atommüll – Nicht nur hochradioaktive Abfälle brauchen ein Endlager Bereich Produktkontrolle Dr. Monika Kreienmeyer Kai Möller WAS IST DAS PRODUKTKONTROLLVERFAHREN Nachweise: Antragsteller Begleitende Kontrolle: SV(O) Welche Daten werden benötigt? § 3 Abs. 2 AtEV Anmeldung 2 Qualifizierung FORUMSTAGE - RADIOAKTIVE ABFÄLLE Konditionierung & Datenerfassung 06.11.2023 Verpackung & Datenerfassung Dokumentation Endlagerung WAS UND WOHER? Herkunft: Kernkraftwerke, institutionelle – Forschung, Industrie, Medizin  Kernkraftwerke: −Betriebsabfälle aus Kernkraftwerken, z. B.: − Verdampferkonzentrate, Mischabfälle (Textilien, Handschuhe, Schläuche, etc.), Harze, Filter, −Stilllegungsabfälle, z. B.: − Beton, Bauschutt, Erdreich, Metalle, Mischabfälle Wiederaufarbeitung, z. B.: − Mischabfälle (Textilien, Handschuhe, Schläuche, etc.), Filter, Kerntechnische Industrie, z. B.: − Mischabfälle, Arbeitsmaterialien Forschung (Großforschungseinrichtungen), Industrie, Medizin, z. B.: − Mischabfälle, Laborabfälle, Filter, − Strahlenquellen, − Forschungsreaktoren Fotos: KIT/GNS/EWN 3 FORUMSTAGE - RADIOAKTIVE ABFÄLLE 06.11.2023

Poster: Radioaktive Abfälle

BUNDESGESELLSCHAFT •• FUR ENDLAGERUNG Strahlenschutz (TEK-ST) Klassifizierung radioaktiver Abfälle Radioaktive Abfälle sind radioaktive Stoffe im Sinne des § 2 Abs. 1 Atomgesetz (AtG), die nach§ 9a Abs. 1 Nr. 2 AtG geordnet beseitigt werden müssen. Radioaktive Abfälle werden unterschieden in:  hochradioaktive Abfälle (HAW: high active waste)  mittelradioaktive Abfälle (MAW: medium active waste)  schwachradioaktive Abfälle (LAW: low active waste) Beispiele für endzulagernde radioaktive Stoffe Abfallbezeichnung HAW In Deutschland ist für alle Arten radioaktiver Abfälle die Endlagerung in tiefen geologischen Schichten vorgesehen. Hierfür ist das radioaktive Inventar und die beim radioaktiven Zerfall entstehende Wärme eine relevante Größe. Daher werden die radioaktiven Abfälle in Deutschland in wärmeentwickelnde Abfälle und Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung unterteilt. C 0 +-' hoch radioaktiv ·- n:, wärmeentwickelnde Abfälle ~ +-' C QJMAW N Cmittelradioaktiv ~ V, +-' ,n:, +-' ·::;: ~ <( LAW schwach- radioaktiv Wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle sind durch hohe Aktivitätskonzentrat- ionen und damit hohe Zerfallswärmeleistungen gekennzeichnet und entstehen beim Betrieb von Kernkraftwerken und Forschungsreaktoren sowie bei der bis 2005 zulässigen Wiederaufarbeitung von ausgedienten Brennelementen. Wärmeentwickelnde Abfälle entsprechen hochradioaktiven Abfällen und einem Teil der mittelradioaktiven Abfälle. [1] Abfälle mit vernachlässig- barer Wärme- entwicklung  ausgediente Brennelemente  Abfälle aus der Wiederaufarbeitung - verglaste Spaltprodukte, Feedklärschlämme und Spülwässer sowie - kompaktierte Brennelementhülsen, Strukturteile, Technologieabfälle wie z. B. Filter ....._ 5 % des Volumens mit . . , . 99 % des gesamten Aktivitätsinventars  ausgediente Anlagenteile und Komponenten aus Betrieb und Rückbau von Kernkraftwerken (z.B. Pumpen oder Rohrleitungen)  kontaminierte Werkzeuge und Schutzkleidung, Laborabfälle  Strahlenquellen aus Medizin, Industrie und Forschung 95 % des Volumens mit 1 % des gesamten Aktivitätsinventars Abb. 1: Schematische Darstellung der Klassifizierung radioaktiver Abfälle Transport- und Zwischenlager-Behälter und Endlagerbehälter für hochradioaktiver Abfälle 1 c:;;[:~ ~ -- 2 Für den Transport und die Zwischenlagerung hochradioaktiver Abfälle werden spezielle Behälter verwendet. Solche Behälter werden von verschiedenen Unternehmen hergestellt. Behälter vom Typ CASTOR® (cask for storage and transport of radioactive material = Behälter für Lagerung und Transport radioaktiven Materials) werden von dem deutschen Unternehmen GNS (Gesellschaft für Nuklear-Service mbH) gefertigt. Die Behälter sind für die Beförderung zugelassen (Typ B-Versandstück) und so ausgelegt, dass sie selbst extremen Einwirkungen von außen, wie z. B. Transportunfällen, Feuer oder einem Flugzeugabsturz, standhalten und dabei ihre Sicherheits- funktionen beibehalten [2]: 3  Sicherer Einschlusses des radioaktiven Inventars (Dichtheit), Verschlusssystem (Zwei-Barrieren-Dichtsystem), bestehend aus Primär- und Sekundärdeckel Im Zwischenlager erfolgt Überwachung der Dichtheit mittels Druckschalter  Abschirmung der ionisierenden Strahlung, Grundkörper aus Gusseisen mit Kugelgraphit (ca. 40 cm Wandstärke) Moderatorstäbe aus Polyethylen in der Behälterwand und Moderatorplatten in Boden und Stahldeckel  Ableitung der vom Inhalt ausgehenden Wärme, Tragkorb zur Aufnahme der Brennelemente gewährleistet Wärmeabfuhr an die Kühlrippen  Ausschlusses des Entstehens einer Kettenreaktion (Kritikalitätssicherheit). Dosisleistung (mSv/h) Versandstück2 Fahrzeug2 in 2 m Abstand ADR/RID 4.1.9.1.11 0,1 CV 33 (3.3) b) Tabelle 1: Dosisleistungsgrenzwerte f ü r Versandstücke und Transportfahrzeuge nach ADR und RIO • 1,5 m • Geplante Transportkampagne Gorleben 11-lle--- - - (November2011) ---- Messebene: 2 m über Grund >< • >< )1( )1( • 7 ,<..<.. -;§ ~ Abb. 2: Aufbau eines CASTOR® V/19 - Transport- und Lagerbehälter für Brennelemente (DWR)[2] Die von den hochradioaktiven Abfällen ausgehende Neutronen- und Gammastrahlung wird nur teilweise von der Behälterwand abgeschirmt. ADR und RID begrenzen hierbei u. a. die Ortsdosisleistung in 2 m Abstand von der Oberfläche des Transportfahrzeugs auf 0,1 mSv/h = 100 µSv/h (siehe Tabelle 1 und Abb. 3). Hochradioaktive Abfälle werden bis zu ihrer Verbringung in ein Endlager zwischengelagert. - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - , 100 Dosisleistungsgrenzwert in 2 m Abstand vom Fahrzeug -+- CASTOR® HAW28M-001 - 6 Die Beförderung radioaktiver Stoffe im öffentlichen Verkehrsraum bedarf der Genehmigung nach § 27 Strahlenschutzgesetz (StrlSchG) oder § 4 Atomgesetz (AtG). Hierbei sind die verkehrsrechtlichen Vorgaben des Europäischen Übereinkommens über die Internationale Beförderung gefährlicher Güter auf der Straße (ADR) sowie der Ordnung für die internationale Eisenbahnbeförderung gefährlicher Güter (RID) wie z. B. die maximal zulässige Ortsdosisleistung einzuhalten. Beladekonfiguration und Materialeigenschaft des Tragkorbs Außenfläche 1 - Schutzplatte 2 - Sekundärdeckel mit Druckschalter und Moderatorplatte aus Polyethylen 3 - Primärdeckel 4 -Tragkorb 5 - Moderatorstäbe 6 - Behälter aus Sphäroguss mit Kühlrippen 7- Tragzapfen zur Handhabung CASTOR® HAW28M-002 CASTOR® HAW28M-019 CASTOR® HAW28M-003 CASTOR® HAW28M-004 CASTOR® HAW28M-005 CASTOR® HAW28M-022 CASTOR® HAW28M-020 CASTOR® HAW28M-013 CASTOR® HAW28M-007 CASTOR® HAW28M-006 [1] 75 --Ji J: - :,.  Zwischenlagerung ist zeitlich begrenzt  zentrale Zwischenlager (Gorleben, Ahaus, Lubmin)  dezentrale Zwischenlager an den Kernkraftwerkstandorten C) 50 - Die BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH gewährleistet im Auftrag des Bundes den C: :::, ( /J Strahlungsniveau in Gebieten mit stark erhöhter Untergrundstrahlung (z.B. Brasilien, Iran, Indien) Q) 1ii (/J 0 Cl sicheren und zuverlässigen Betrieb der Zwischenlager. r,.---- - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - 1 2 5 Hinweis: LKW nicht im Maßstab der Grafik dargestellt - für die Werte sind alleine die rechts angegebenen Abstände maßgeblich! ;: Kosmische Strahlung in ""'~ 1::::::::~~~:3; 8-12 km Flughöhe _______ ~ - - - = - -, f---'--+-~~~~~~---~---~---~---~---~O 2m 5 10 15 20 Abstand von der Fahrzeugoberfläche [m] 25 Abb. 3: Gamma- und Neutronendosisleistung der Transport- Lagerbehälter vom Typ CASTOR® HAW28M [3] Literatur/Quellenangaben: [lJ Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit - www.bfe.de [2] GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH - www.gns.de [3] Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit {CRS} gGmbH - www.grs.de www.bge.de 30 und 35 Für die Einlagerung hochradioaktiver Abfälle in einem Endlager werden sog. Endlagerbehälter verwendet. Für Endlagerbehälter gelten gemäß dem gültigen Regelwerk (u. a. StrlSchG, StandAG) dieselben Sicherheitsanforderungen wie bei der Zwischenlagerung bzw. dem Transport der Behälter. Es ist dabei möglich, dass nicht der Behälter direkt, sondern ein den Behälter umschließender sog. Transferbehälter die Anforderungen (z. B. Abschirmung) erfüllt. Bislang gibt es in Deutschland keine genehmigten Behälter für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle. SG01201/8/3-2019#2 Poster I Stand: 14.12.2019

Background information

Radioactive materials are distinguished between low-, intermediate-, and high-level radioactivity. Other factors such as the half-life for decay or the radiotoxicity (adverse health effects of radioactive substances) play a role in classifying  radioactive waste. In addition to radiological considerations (i.e. which radiation exposure the radioactive waste represents), heat generation in particular is a decisive feature. In the search for a repository, the exposure of the host rock to high heat emission must be considered. Germany has therefore decided to distinguish between two categories of radioactive waste: Heat-generating radioactive waste These high-level radioactive materials from spent nuclear fuels and reprocessing emit heat because of their radioactive decay. Some intermediate-level radioactive waste is also included because of heat emission. Radioactive waste with negligible heat generation This includes low-level radioactive waste and most intermediate-level radioactive waste. Rocks can dissipate heat to different degrees and have different thermal capacities. This means that their positive properties for disposal could be partially lost if the heat load is too high. A temperature increase of the rocks of less than 3°C can be neglected. This value corresponds to the natural increase in temperature at a depth difference of 100m in mines. For the Konrad repository, this condition was stipulated in the licensing procedure. Generated through the decommissioning of nuclear power plants Approximately 95% of radioactive waste originates from research as well as the operation and decommissioning of nuclear power plants. In Germany, roughly one third of nuclear waste originates from research institutions and the decommissioning of nuclear power plants from the GDR (German Democratic Republic). Two thirds of the waste come from the plants of energy suppliers. They have a much smaller share because they do not have to decommission large power plants. The Federal States are responsible for radioactive materials from industrial companies, university research, and medicine and collect them at regional collection points. In relation to the quantity or volume of waste after its proper packing (conditioning), the following picture emerges: Approximately 27,000 m3 of the radioactive waste generate considerable amounts of heat. Up to 620,000 m3 of the radioactive waste generate lower amounts of heat. The total volume still largely depends on the volume of waste from the Asse II mine after recovery and conditioning. Furthermore, the amount of residues from uranium enrichment cannot yet be precisely quantified. Radioactive waste refers to radioactive materials that are no longer needed after use and which cannot be used for other purposes. This applies, for example, to spent fuel elements from nuclear power plants. It also includes standard radioactive sources from industrial measuring equipment for recording fill levels as well as numerous radioactive materials from laboratories, companies, and hospitals. Handling radioactive materials also contaminates tools, protective clothing, filters, cleaning agents, laboratory waste, disused plant components, and components such as pumps, pipelines, structural parts or other items. If the contamination can be removed, only the radioactive material accumulates as waste. Otherwise, the contaminated parts are also considered radioactive waste. These materials are classified as of low- and intermediate-level radioactive waste and have a negligible heat generation. Because these are often larger plant components with low radioactive components, their quantity is much greater than that of high-level radioactive materials. The road to disposal is long For around half (303,000 m3) of the low- and intermediate-level radioactive waste, Germany has found a disposal option in the form of the licensed Konrad repository. In the site selection process, the BGE has been commissioned to search for a suitable site for a repository for high-level radioactive waste in particular. The way to achieve this is legally defined in the Repository Site Selection Act. This is carried out in several steps. In order to be able to progressively plan repository requirements, forecasts on the amount of radioactive waste are necessary. The forecast data are transmitted to the BGE by the waste producers. From the data, a comparison and assessment is made for the expected quantity and the repository volume required. Radioactive waste originates mainly from research and the operation and decommissioning of nuclear power plants. It is distinguished between different types of waste. The decisive factors are: how much heat it emits, and how high the radioactivity is. Germany has found a way to dispose of some of the waste (i.e. the low- and intermediate-level radioactive waste) with the Konrad repository. For the remaining waste, another repository site must be sought and licensed.

Radioaktive Abfälle im Endlager Morsleben

Während des Einlagerungsbetriebs wurden fast 37.000 Kubikmeter schwach- und mittelradioaktive Abfälle endgelagert. Rund 60 Prozent der derzeit endgelagerten Abfallmenge wurden nach der Wiedervereinigung unter Tage gebracht. Diese Abfälle beinhalten 40 Prozent der eingelagerten Radioaktivität. Der radioaktive Abfall stammt überwiegend aus dem Betrieb von Kernkraftwerken sowie aus der Stilllegung kerntechnischer Anlagen. Typische Abfälle sind eingedampfte und verfestigte radioaktive Flüssigkeiten, Filter, Metallschrott, Papier, Laborabfälle, Bauschutt, Schlämme oder Mischabfälle. Einlagerungsbereiche und -techniken Der endgelagerte radioaktive Abfall befindet sich rund 480 Meter unterhalb der Tagesoberfläche im Umfeld der 4. Ebene (Sohle) der Schachtanlage Bartensleben. Die radioaktiven Abfälle wurden größtenteils gestapelt, aber auch verstürzt und verkippt. Flüssige Abfälle wurden vor Ort verfestigt. Folgende Einlagerungsbereiche gibt es: Nordfeld: Im Nordfeld wurden zwischen 1971 und 1981 schwachradioaktive Abfälle mit einem Gesamtvolumen von 1.701 Kubikmeter mit der Stapeltechnik endgelagert. Westfeld: Mit einem Abfallvolumen von 18.637 Kubikmetern lagern hier die meisten Abfälle. Feste schwachradioaktive Abfälle wurden hier 1974 bis 1991 und 1994 bis 1998 gestapelt. Im Westfeld werden auch heute noch kleinere Mengen betriebseigener radioaktiver Abfälle endgelagert, die bei Arbeiten im Kontrollbereich anfallen. Südfeld: Im Südfeld wurden 1978 bis 1991 und 1994 bis 1998 Abfälle mit einem Gesamtvolumen von 10.119 Kubikmeter endgelagert. Die festen und flüssigen schwach- und mittelradioaktiven Abfälle sowie umschlossene Strahlenquellen wurden überwiegend verstürzt, zwischen 1978 und 1991 wurden aber auch flüssige schwachradioaktive Abfälle vor Ort, also direkt im Endlagerungsbereich, verfestigt. Zentralteil: Im Zentralteil wurden zwischen 1983 und 1990 schwachradioaktive Abfälle mit einem Gesamtvolumen von 157 Kubikmeter eingelagert. Die festen und flüssigen Abfälle sowie umschlossenen Strahlenquellen wurden gestapelt, vor Ort verfestigt oder verkippt. Ostfeld: Das Ostfeld wurde nach der Wiedervereinigung Deutschlands für die Einlagerung zwischen 1997 und 1998 genutzt. 6.140 Kubikmeter feste schwachradioaktive Abfälle wurden hier gestapelt. Zwischengelagerte Abfälle Neben dem endgelagerten radioaktiven Abfall gibt es auch eine kleine Menge zwischengelagerter Abfälle. Sie machen weniger als 0,01 Prozent des Gesamtvolumens der Abfälle, aber rund 60 Prozent der eingelagerten Radioaktivität des Endlagers aus. Dabei handelt es sich um umschlossene Strahlenquellen, die im sogenannten Untertage-Messfeld gelagert werden. Zusätzlich werden Radiumpräparate aus der Medizin zwischengelagert. Sie wurden für die Lagerung endlagergerecht verpackt und abschließend in eine verlorene Betonabschirmung gefüllt. Der Behälter aus Beton wird in einem Sohlenbohrloch am Hauptquerschlag (nahe dem Ostfeld) gelagert. Die Radiumpräparate hatten aufgrund der hohen Halbwertszeit von 1.600 Jahren (Radium-226) Ende 2023 eine unveränderte Radioaktivität von 3,7 • 10 11 Becquerel (370 Milliarden zerfallene Atomkerne pro Sekunde). Die Radioaktivität der umschlossenen Strahlenquellen (vor allem Cobalt-60) betrug Ende 2023 noch 5,2 • 10 13 Becquerel (52 Billionen zerfallene Atomkerne pro Sekunde) und damit rund ein Zwanzigstel der ursprünglichen Radioaktivität zum Zeitpunkt der Einlagerung. Der zwischengelagerte radioaktive Abfall erfüllt die in der Dauerbetriebsgenehmigung formulierten Annahmebedingungen für eine Endlagerung nicht. Die Zwischenlagerung ist seitens der zuständigen Genehmigungsbehörden befristet genehmigt. Die Endlagerung dieser Abfälle ist im Rahmen der Stilllegung beantragt. Dabei soll das Risiko, Menschen radioaktiver Strahlung auszusetzen, entsprechend dem Minimierungsgebot des Strahlenschutzes möglichst gering gehalten werden. Ein Transport in ein Zwischenlager oder eine Landessammelstelle für radioaktive Abfälle würde keinen Sicherheitsgewinn bringen. Radioaktivität der eingelagerten Abfälle Im Endlager Morsleben wurden Abfälle mit einer Radioaktivität von insgesamt 3,2 • 10 15 Becquerel (3,2 Billiarden zerfallene Atomkerne pro Sekunde) eingelagert. Durch den radioaktiven Zerfall betrug die Radioaktivität Ende 2023 noch 7,4 • 10 13 Becquerel (74 Billionen zerfallene Atomkerne pro Sekunde). Rund 60 Prozent davon entfallen auf die derzeit zwischengelagerten Abfälle. Die gesamte Radioaktivität im Endlager Morsleben entspricht derzeit etwa einem 2.000stel des radioaktiven Inhalts eines Castor-Behälters (Typ V/19 – 96er Bauart bei typischer Beladung). Zur Einschätzung des Gefahrenpotenzials des Endlagers ist nicht nur die eingelagerte Radioaktivität der Abfälle wichtig. Von Bedeutung ist auch, welche Stoffe eingelagert sind, und welche Schadenswirkung sie auf Lebewesen haben können. Im Rahmen der Stilllegung des Endlagers muss sichergestellt werden, dass die gesetzlichen Schutzziele auch langfristig eingehalten werden. Kurzinformationen zum Endlager Morsleben

Abfallarten

Abfallarten Radioaktive Abfälle unterscheiden sich in ihren Eigenschaften erheblich voneinander. Sie werden in verschiedene Abfallgruppen unterteilt. Unterscheidung radioaktiver Abfälle International gibt es zahlreiche verschiedene Möglichkeiten, radioaktive Abfälle in unterschiedliche Kategorien einzuteilen. Die Einteilung der Abfälle richtet sich dabei nach der geplanten Endlagerung (tiefe geologische Schichten oder oberflächennah) oder der nötigen Handhabung der Abfälle. Häufig wird aufgrund ihrer Dosisleistung eine Unterscheidung zwischen hochradioaktiven Abfällen ( HAW ), mittelradioaktiven Abfällen ( MAW ) und schwachradioaktiven Abfällen ( LAW ) vorgenommen. International herrscht unter Experten Einigkeit, dass hochaktive Abfälle in tiefen geologischen Schichten gelagert werden müssen, um diese langfristig sicher von Mensch und Umwelt zu isolieren. In einzelnen Ländern werden schnell zerfallende (kurzlebige) schwach- und mittelaktive Abfälle dagegen oberflächennah und im Gegensatz zu den hochaktiven Abfällen nicht in tiefen geologischen Schichten gelagert. Da in Deutschland für alle Arten radioaktiver Abfälle die Endlagerung in tiefen geologischen Schichten vorgesehen ist und somit nicht die Dosisleistung und die Halbwertszeit die entscheidende Größe ist, sondern die durch den radioaktiven Zerfall entstehende Wärmeleistung, werden die radioaktiven Abfälle in Deutschland in Wärme entwickelnde Abfälle und Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung unterteilt. Was sind hochradioaktive Abfälle? Was sind hochradioaktive Abfälle? Was ist in einem Castor? Wie funktionieren Brennelemente? Was sind Moderatorstäbe? Wieviel Atommüll gibt es, wenn die Kernkraftwerke abgeschaltet sind? Der Film erklärt, wie die hochradioaktiven Abfälle zunächst abklingen, dann verpackt und zwischengelagert werden. Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung Der Begriff "radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung" wurde im Rahmen der Planungsarbeiten für das Endlager Konrad quantifiziert. Diesen Arbeiten lag zugrunde, dass die untertage vorherrschenden Temperaturverhältnisse durch die endgelagerten Abfallgebinde nur unwesentlich beeinflusst werden sollten. Die Umsetzung dieser Planungsvorgabe führte zu der Festlegung, dass die durch die Zerfallswärme der in den Abfallgebinden enthaltenen Radionuklide verursachte Temperaturerhöhung des Wirtsgesteins im Mittel 3 Grad (Kelvin) nicht überschreiten darf. Dieser Wert entspricht der natürlichen Temperaturdifferenz bei einem Tiefenunterschied von 100 Meter in Bergwerken. Er ist – verglichen mit der durch die Bewetterung (Belüftung des Bergwerkes) verursachten Temperaturveränderung – gering. Das Wirtsgestein wird durch die kühlere zugeführte Luft aus der Bewetterung bereits deutlich größeren Temperaturschwankungen ausgesetzt. Die Temperaturdifferenz von 3 Kelvin entspricht einer mittleren Wärmeleistung von etwa 200 Watt je Kubikmeter Abfall. Zu Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung zählen beispielsweise ausgediente Anlagenteile und Komponenten wie Pumpen oder Rohrleitungen, Ionenaustauscherharze und Luftfilter aus der Abwasser - und Abluftreinigung, kontaminierte Werkzeuge, Schutzkleidung, Dekontaminations- und Reinigungsmittel, Laboratoriumsabfälle, umschlossene Strahlenquellen, Schlämme, Suspensionen oder Öle. Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung entsprechen den gängigen Kategorien der schwachradioaktiven und dem größten Teil der mittelradioaktiven Abfälle ( LAW und MAW ). Was sind schwach- und mittelradioaktive Abfälle? Was sind schwach- und mittelradioaktive Abfälle? Was ist eigentlich in den gelben Atomfässern? Wieviel schwach- und mittelradioaktive Abfälle gibt es? Was passiert mit den Fässern? Der Film erklärt wo schwach- und mittelradioaktive Abfälle entstehen und wie diese für die Endlagerung verpackt und zunächst zwischengelagert werden. Wärmeentwickelnde Abfälle Wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle sind durch hohe Aktivitätskonzentrationen und damit hohe Zerfallswärmeleistungen gekennzeichnet. Zu diesen Abfällen zählen insbesondere Abfälle aus der Wiederaufarbeitung sowie abgebrannte Brennelemente selbst, sofern sie nicht wiederaufgearbeitet, sondern als radioaktiver Abfall direkt endgelagert werden sollen. Wärmeentwickelnde Abfälle entsprechen hochradioaktiven Abfällen ( HAW ) und einem Teil der mittelradioaktiven Abfälle ( MAW ). Abgebrannte Brennelemente Abgebrannte Brennelemente entstehen beim Betrieb von kommerziellen Kernkraftwerken (Leistungsreaktoren) und Forschungsreaktoren. Die Abfalleigenschaft abgebrannter Brennelemente wird durch das Atomgesetz ( AtG ) bestimmt. § 9a AtG unterscheidet zwischen der schadlosen Verwertung radioaktiver Reststoffe einerseits und der geordneten Beseitigung radioaktiver Abfälle andererseits. Die Verwertung von radioaktiven Reststoffen erfolgte bis 2005 durch die Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente in Deutschland (etwa in der Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe) oder im europäischen Ausland (Sellafield/UK, La Hague/F). Dabei entstehende Abfälle wurden zum Teil bereits nach Deutschland zurückgeführt beziehungsweise werden noch nach Deutschland zurückgeführt werden. Seit 2005 ist die Abgabe abgebrannter Brennelemente zum Zweck der Wiederaufarbeitung nach dem AtG verboten. Seitdem existiert also kein Brennstoffkreislauf mehr und abgebrannte Brennelemente sind direkt geordnet zu beseitigen. Dafür müssen die Brennelemente aufgrund der für hunderttausende Jahre anhaltenden Strahlung in ein Endlager gebracht werden. Bis zur Abgabe an ein Endlager für hochradioaktive Abfälle werden die Brennelemente übergangsweise in Zwischenlagern aufbewahrt.

Anwendungspruefung des UV-Oxidationsverfahrens fuer die AOX-Verminderung belasteter Krankenhausabwaesser

Das Projekt "Anwendungspruefung des UV-Oxidationsverfahrens fuer die AOX-Verminderung belasteter Krankenhausabwaesser" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technischer Überwachungsverein Akademie Berlin-Brandenburg durchgeführt. Das Klinikum Steglitz Berlin muss als Indirekteinleiter den vorgegebenen AOX-Schwellenwert von 0,5 mg/l Chlorid beachten. Das Projekt hatte zum Ziel, im Klinikum Steglitz die AOX-Konzentrationen und AOX-Fracht der Laborwaesser zu ermitteln und die AOX-Konzentrationen durch UV-Oxidation zu reduzieren. Methodik: - Bewertung des Messverfahrens; - Batch-Versuche zur UV-Oxidation mit p-Chlorphenol-Standards; - Probenahme der Laborabwaesser, Ermittlung ihrer AOX-Konzentration; - Bestrahlung einiger Abwasserproben mit UV-Licht, Ermittlung der Abnahme der AOX-Konzentration. Mit dem Coulomat 702 Cl von Stroehlein liessen sich AOX-Massen bis 1-g Chlorid untere Nachweisgrenze) reproduzierbar nachweisen. Die AOX-Belastung einer p-Chlorphenol-Loesung liess sich durch reine UV-Bestrahlung vollstaendig abbauen. Der Abbau, bei dem das organisch gebundene Chlor-Atom als Chlorid-Ion abgespalten wurde, entsprach einer Reaktion 1. Ordnung. Die Stichproben der Laborabwaesser des Klinikums Steglitz vor der Neutralisation ergaben AOX-Konzentrationen von 0,05 bis 1,25 mg/l Chlorid bei einem mittleren Volumenstrom von 1600 l/h. Ihre AOX-Konzentration konnte nach zwei- bis fuenfminuetiger UV-Bestrahlungszeit um 30 bis 80 Prozent verringert werden, was jedoch nicht immer ausreichte, den AOX-Schwellenwert von 0,5 mg/l Chlorid zu unterschreiten.

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