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Umwelthygienische Untersuchungen von Recyclingprozessen und -Produkten

Die stoffliche Wiederverwertung von Abfaellen, wie Kunststoffen, Loesungsmittel, Elektronikschrott und Papier, schont die Umwelt und die Rohstoffressourcen. Dabei werden Materialien jedoch haeufig in anderen Bereichen eingesetzt als im urspruenglichen Einsatzgebiet. Ob die fuer den Ersteinsatz erforderlichen Bestandteile und Additive, sowie bei der Erstverwendung hinzugekommenen Verunreinigungen und Schadstoffe, etwa beim Einsatz von Loesungsmitteln, beim Recyclingprozess selbst oder beim Folgeeinsatz der recylierten Produkte umwelthygienische Probleme verursachen koennen, ist gegenstand einer ganzen Reihe von Untersuchungen im Labor- und Pilotmassstab, z.T. gemeinsam mit Industriepartnern im Rahmen von Auftragsarbeiten. Auch werden dabei Aspekte der Entgiftung von Laborabfaellen vor einem moeglichen Recycling mituntersucht.

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

Untersuchung zur Abfallentsorgung (Verwertung und Vermeidung von Abfaellen in klinisch-chemischen Laboratorien)

In klinisch-chemischen Laboratorien sind die Entsorgungswege fuer die verschiedenen Abfaelle unterschiedlich. So werden z.B. blutverschmutzte Untersuchungsracks teilweise als infektioese Abfaelle aber auch ueber den Hausmuell entsorgt. Es gibt keine einheitliche Regelung zur Entsorgung der Analyseloesungen aus den Automaten. Eine gesicherte Datengrundlage ueber die Abfallzusammensetzung in klinisch-chemischen Laboratorien existiert nicht. Es sollen daher die Zusammensetzungen der Abfaelle in verschiedenen klinisch-chemischen Laboratorien erfasst, und diese bestimmten Laborarten, Analyseautomaten oder Analysemethoden zugeordnet werden. Anhand dieser Abfallstatistik sollen Entsorgungshinweise gegeben werden.

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

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.

Umweltgerechte Gestaltung von Chemiepraktika

Im Sinne des Verursacherprinzips kuemmern sich Chemiestudenten um die fachgerechte Entsorgung ihrer Versuchsreste und werden dadurch mit Grundprinzipien des Umweltschutzes vertraut. Weitere integrale Bestandteile der praktischen Ausbildung sind Gesichtspunkte der Toxikologie sowie der Qualitaetskontrolle hergestellter Praeparate.

Umweltfreundliche Experimente in der Chemieausbildung

Das in der Chemieingenieurausbildung an der Fachhochschule Darmstadt erarbeitete Know-How zum umweltfreundlichen Experimentieren und zum Umweltschutz durch Chemie soll auf andere Chemie-Ausbildungssysteme uebertragen werden. Dazu gehoeren Chemiekurse in der Schule sowie die Ausbildung von Chemielehrern an Universitaeten und von Chemisch-Technischen Assistenten an entsprechenden Berufsschulen.

Erstellung eines integralen, an die lokalen Bedingungen angepassten Laborabfallbeseitigungskonzeptes fuer das Bodenlabor des Colegio Padre Miguel Gamboa, Coca, Ecuador

Fuer ein Analysenlabor am Colegio Padre Miguel Gamboa, einer Fachschule fuer Agrarwirtschaft in Coca (Ecuador), wurde eine, bisher nicht vorhandene, Behandlung und Entsorgung von Laborabfaellen eingerichtet. Die getroffenen Massnahmen umfassten Neutralisation von sauren und basischen Loesungen, Ausfaellen und Immobilisierung von Schwermetallen, Rueckgewinnung, Weiterverwendung bzw. thermische Entsorgung organischer Loesungsmittel, Sterilisation von mikrobiologischen Abfaellen sowie die Behandlung (Kompostierung, Verbrennung) fester organischer Abfaelle und die getrennte Sammlung von Altstoffen.

Types of waste

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.

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) .

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