Am 3. August 2011 gab die Nuclear Decommissioning Authority, abgekürzt NDA, die Behörde für die Stilllegung kerntechnischer Anlagen im Vereinigten Königreich, ihre Pläne bekannt, die kerntechnische Anlage für Mischoxid-Brennelemente in der englischen Atomanlage Sellafield stillzulegen. Indirekt ist dies die Folge der Atomkatastrophe von Fukushima im März 2011. Japanische Kernkraftwerke sind die einzigen Abnehmer für die MOX-Brennelemente.
Druckwasserreaktor (DWR) der "Baureihe 80", mögliche Änderungen (Hochabbrand, MOX-Brennelemente) wurden außer Betracht gelassen. Als Hilfsenergie wird ein Notstromdiesel berücksichtigt. Zwischen- und Endlagerung der Brennelemente sowie Abriß der Anlage und Lagerung der entstehenden Reststoffe sind hier durch eine Abschätzung einbezogen. Die Lebensdauer wurde in Anlehnung an andere Kraftwerke als "ökonomische" Lebensdauer festgelegt. Durch (erhebliche) Nachrüstungen könnte diese verlängert werden. Die Investititonskosten wurden unverändert aus #1 übernommen (ohne Preissteigerung), da aus Konkurrenzgründen eine reale Kostensenkung bei der Fertigung zu erwarten ist. Die nuklearen Externalititäten sind als "Merkwert" über den anfallenden Atommüll (= Reservoir für Spaltprodukte) abgebildet, der mit 4 g/MWh angenommen wurde (bei 30 t Schwermetall pro Reaktorjahr). Weiterhin wurde ein Kühlturmbetrieb mit nasser Rückkühlung angenommen (Wasserbedarf nach eigener Schätzung). Zusätzliche wurden R11-Äq. nach #3 einbezogen. Auslastung: 6500h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 180000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2010 Lebensdauer: 30a Leistung: 1250MW Nutzungsgrad: 33,5% Produkt: Elektrizität
Druckwasserreaktor (DWR) der "Baureihe 80", mögliche Änderungen (Hochabbrand, MOX-Brennelemente) wurden außer Betracht gelassen. Als Hilfsenergie wird ein Notstromdiesel berücksichtigt. Zwischen- und Endlagerung der Brennelemente sowie Abriß der Anlage und Lagerung der entstehenden Reststoffe sind hier durch eine Abschätzung einbezogen. Die Lebensdauer wurde in Anlehnung an andere Kraftwerke als "ökonomische" Lebensdauer festgelegt. Durch (erhebliche) Nachrüstungen könnte diese verlängert werden. Die Investititonskosten wurden unverändert aus #1 übernommen (ohne Preissteigerung), da aus Konkurrenzgründen eine reale Kostensenkung bei der Fertigung zu erwarten ist. Die nuklearen Externalititäten sind als "Merkwert" über den anfallenden Atommüll (= Reservoir für Spaltprodukte) abgebildet, der mit 4 g/MWh angenommen wurde (bei 30 t Schwermetall pro Reaktorjahr). Weiterhin wurde ein Kühlturmbetrieb mit nasser Rückkühlung angenommen (Wasserbedarf nach eigener Schätzung). Achtung: Die Effizienz ist hier mit 100% angesetzt, um die direkte Nutzung von brennstoffinputbezogenen Daten zu erlauben (Endenergie)! Auslastung: 6500h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 180000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2010 Lebensdauer: 30a Leistung: 1250MW Nutzungsgrad: 100% Produkt: Elektrizität
Druckwasserreaktor (DWR) der "Baureihe 80", mögliche Änderungen (Hochabbrand, MOX-Brennelemente) wurden außer Betracht gelassen. Als Hilfsenergie wird ein Notstromdiesel berücksichtigt. Zwischen- und Endlagerung der Brennelemente sowie Abriß der Anlage und Lagerung der entstehenden Reststoffe sind NICHT einbezogen, da hierzu keine verläßlichen Daten vorliegen. Die Lebensdauer wurde in Anlehnung an andere Kraftwerke als "ökonomische" Lebensdauer festgelegt. Durch (erhebliche) Nachrüstungen könnte diese verlängert werden. Die Investititonskosten wurden unverändert aus #1 übernommen (ohne Preissteigerung), da aus Konkurrenzgründen eine reale Kostensenkung beider Fertigung zu erwarten ist. Die fixen Jahreskosten und die sonstigen Kosten (Betrieb, Entsorgung) wurden auf den Preisstand 1996 inflationiert. Die nuklearen Externalititäten sind als "Merkwert" über den anfallenden Atommüll (= Reservoir für Spaltprodukte) abgebildet, der mit 4 g/MWh angenommen wurde (bei 30 t Schwermetall pro Reaktorjahr). Weiterhin wurde ein Kühlturmbetrieb mit nasser Rückkühlung angenommen (Wasserbedarf nach eigener Schätzung). Auslastung: 6500h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 180000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2000 Lebensdauer: 30a Leistung: 1250MW Nutzungsgrad: 33% Produkt: Elektrizität
Druckwasserreaktor (DWR) der "Baureihe 80", mögliche Änderungen (Hochabbrand, MOX-Brennelemente) wurden außer Betracht gelassen. Als Hilfsenergie wird ein Notstromdiesel berücksichtigt. Zwischen- und Endlagerung der Brennelemente sowie Abriß der Anlage und Lagerung der entstehenden Reststoffe sind nicht einbezogen, da hierzu keine verläßlichen Daten vorliegen. Die Lebensdauer wurde in Anlehnung an andere Kraftwerke als "ökonomische" Lebensdauer festgelegt. Durch (erhebliche) Nachrüstungen könnte diese verlängert werden. Die Investititonskosten wurden unverändert aus #1 übernommen (ohne Preissteigerung), da aus Konkurrenzgründen eine reale Kostensenkung bei der Fertigung zu erwarten ist. Die nuklearen Externalititäten sind als "Merkwert" über den anfallenden Atommüll (= Reservoir für Spaltprodukte) abgebildet, der mit 4 g/MWh angenommen wurde (bei 30 t Schwermetall pro Reaktorjahr). Weiterhin wurde ein Kühlturmbetrieb mit nasser Rückkühlung angenommen (Wasserbedarf nach eigener Schätzung). Auslastung: 6500h/a Brenn-/Einsatzstoff: Nukleare Energie Flächeninanspruchnahme: 180000m² gesicherte Leistung: 100% Jahr: 2005 Lebensdauer: 30a Leistung: 1250MW Nutzungsgrad: 33% Produkt: Elektrizität
Two-day workshop on the research needs of the BGE ends with many recommendations On 19 and 20 March 2019, the Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) discussed its research needs for the site selection, construction, operation, and safe closure of a repository for high-level radioactive waste in Germany with around 100 scientists from the field of repository research as well as representatives of the Federal Ministry for Economic Affairs and Energy (BMWi), the Federal Office for the Safety of Nuclear Waste Management (BfE), and the National Civil Society Board (NBG). In the run-up, some researchers have pointed out gaps or temporal classifications on the way to the repository or suggested a better structuring. The BGE will now evaluate this information and the work results of the two-day workshop, revise the research needs, and present the results at a public event at the German Museum of Technology in Berlin on 10 April 2019. The BGE is currently working on the basis of the “white map” to identify sub-areas with favourable geological conditions for further exploration. The sub-areas interim report will be presented in 2020. “No prior decisions have been made”, emphasised Steffen Kanitz, Deputy Chair of the Management Board, in Braunschweig during his introduction. During the workshop, geoscientific issues in particular were discussed. These include questions on the prediction of geological conditions over very long periods or how gentle exploration must be so that a potential site is not called into question by the effects of exploration activities such as drilling. The radioactive inventory was also discussed. For example, it was discussed whether spent MOX fuel elements containing plutonium behave like spent uranium fuel elements or must be treated differently. This question plays a decisive role in the consideration of repository concepts. The scientists intensively discussed repository container concepts that still allow safe handling in the event of recovery 500 years after the repository mine has been sealed. Intensive cooperation between the BGE and BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung (which is responsible for container development) is necessary on this issue. During the safety analyses, the experts questioned what interactions can occur between materials that are introduced (i.e. containers, sealing materials, and backfill materials with which the repository is to be sealed at the end) and the various host rocks (i.e. rock salt, clay rock, or crystalline rock). The experts see a lot of need for research here. The BGE also had to listen to some criticism because the original paper documented that there is still a considerable need for research with regard to the socio-scientific consideration of the site search. But over the two days, the experts involved developed five fairly concrete research tasks that the BGE will now address. This includes looking at the “overall system” of the repository search. This refers to the institutional structure, the social debate, the embedding in the political consensus on a repository, and the work of the engineers and scientists directly in the site search. Whether the BGE can be the right client for such a consideration must be discussed. However, the responsibility is quite clear when it comes to surveying attitudes towards final disposal over time or measuring the public’s image of the BGE. The extent to which recourse to international social science research is possible in the specifically German repository search process was one of the controversial topics discussed. The need for a definition of central concepts in the discussion (e.g. security, participation, or justice in transition) was also noted at the workshop in Braunschweig. Steffen Kanitz, Deputy Chair of the BGE Management Board, concluded by thanking the experts for “taking the time to engage in an unconventional format”. The head of repository site selection, Dr Jörg Tietze, announced that the proposals would be processed, documented, and published. “The repository site selection team will now prioritise the suggestions in terms of time and will continue to seek dialogue on research needs”, he said after the event. The public event in Berlin will take place at the Museum of Technology, Trebbiner Straße 9, 10963 Berlin on 10 April 2019, from 6:00 to 8:00 p.m. Registrations are possible here: veranstaltung-berlin(at)bge.de The BGE is a federally owned company within the portfolio of the Federal Environment Ministry. On 25 April 2017, the BGE assumed responsibility from the Federal Office for Radiation Protection as the operator of the Asse II mine and the Konrad and Morsleben repositories. Its other tasks include searching for a repository site for the disposal of high-level radioactive waste produced in Germany on the basis of the Repository Site Selection Act, which entered into force in May 2017. The managing directors are Stefan Studt (Chair), Steffen Kanitz (Deputy Chair), Beate Kallenbach-Herbert (Commercial Manager) and Dr Thomas Lautsch (Technical Manager).
Zweitägiger Workshop zum Forschungsbedarf der BGE endet mit vielen Empfehlungen Die Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) hat am Dienstag und Mittwoch (19./20. März 2019) mit rund 100 Wissenschaftlerinnen und Wissenschaftlern aus der Endlagerforschung sowie Vertretern des Bundeswirtschaftsministeriums (BMWi), des Bundesamts für kerntechnische Entsorgungssicherheit (BfE) und des nationalen Begleitgremiums (NBG) über ihren Forschungsbedarf für die Standortauswahl, den Bau, den Betrieb und den sicheren Verschluss eines Endlagers für hochradioaktive Abfälle in Deutschland diskutiert. Schon im Vorfeld haben einige Forscherinnen und Forscher Hinweise auf Lücken, zeitliche Einordnungen auf dem Weg zum Endlager oder auch nur eine bessere Strukturierung gegeben. Die BGE wird diese Hinweise und die Arbeitsergebnisse des zweitägigen Workshops nun auswerten, den Forschungsbedarf überarbeiten und die Ergebnisse bei einer öffentlichen Veranstaltung am 10. April 2019 im Technikmuseum in Berlin vorstellen. Die BGE arbeitet aktuell auf der Basis der "weißen Landkarte" an der Ermittlung von Teilgebieten mit günstigen geologischen Voraussetzungen für eine weitere Erkundung. Der Zwischenbericht Teilgebiete wird 2020 vorgelegt. "Es gibt keine Vorfestlegungen", betonte der stellvertretende Vorsitzende der Geschäftsführung Steffen Kanitz in Braunschweig bei seiner Einführung. Während des Workshops wurden insbesondere geowissenschaftliche Fragestellungen diskutiert. Dazu zählen beispielsweise Fragen zur Prognose von geologische Zuständen über sehr lange Zeiträume, oder die Frage, wie eine schonende Erkundung aussehen kann, damit ein einmal gefundener Standort nicht durch die Einwirkungen der Erkundungstätigkeiten wie z.B. durch Bohraktivitäten in Frage gestellt wird. Es ging zudem um das radioaktive Inventar. Diskutiert wurde beispielsweise, ob abgebrannte Mox-Brennelemente aus der Wiederaufarbeitung, die Plutonium enthalten, sich genauso verhalten wie abgebrannte Uran-Brennelemente, oder ob diese verschiedenen Abfallarten unterschiedlich behandelt werden müssen. Diese Frage spielt für die Betrachtung von Endlagerkonzepten eine entscheidende Rolle. Intensiv haben die Wissenschaftlerinnen und Wissenschaftler über Endlagerbehälterkonzepte diskutiert, die 500 Jahre nach dem Verschluss des Endlagerbergwerks immer noch einen sicheren Umgang im Fall einer Bergung möglich machen. In dieser Frage ist eine intensive Zusammenarbeit zwischen der BGE und der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung notwendig, die für die Behälterentwicklung zuständig ist. Bei den Sicherheitsuntersuchungen brachten die Fachleute die Frage mit, welche Wechselwirkungen zwischen Materialien, die eingebracht werden – Behälter, Abdichtmaterialien und Versatzmaterialien, mit denen das Endlager am Ende verschlossen werden soll – mit den geologischen Gegebenheiten unterschiedlicher Wirtsgesteine, also Steinsalz, Tongestein oder Kristallin, auftreten können. Hier sehen die Expertinnen und Experten viel Forschungsbedarf. In Sachen sozialwissenschaftlicher Forschungsfragen musste sich die BGE einige Kritik anhören, weil das ursprüngliche Papier dokumentiert hat, dass in Bezug auf die sozialwissenschaftliche Betrachtung der Standortsuche noch erheblicher Forschungsbedarf besteht. Doch über die zwei Tage entwickelten die beteiligten Fachleute fünf ziemlich konkrete Forschungsaufgaben, mit denen sich die BGE nun auseinandersetzen wird. Dazu gehört die Betrachtung des "Gesamtsystems" der Endlagersuche. Damit ist das Institutionengefüge, die gesellschaftliche Debatte, die Einbettung in den politischen Endlagerkonsens sowie die Arbeit der Ingenieurinnen und Wissenschaftler direkt in der Standortsuche gemeint. Ob die BGE der richtige Auftraggeber für eine solche Betrachtung sein kann, wird zu diskutieren sein. Ganz klar ist die Zuständigkeit aber, wenn es darum geht, Einstellungen zur Endlagerung über den Zeitverlauf abzufragen, oder das Bild der BGE in der Öffentlichkeit zu messen. Die Frage, inwieweit der Rückgriff auf internationale sozialwissenschaftliche Forschungen im spezifisch deutschen Endlagersuchprozess möglich ist, gehörte zu den kontrovers diskutierten Themen. Und auch das Bedürfnis nach einer Begriffsbestimmung von zentralen Konzepten in der Diskussion wie Sicherheit, Partizipation oder Gerechtigkeit im Wandel ist beim Workshop in Braunschweig festgehalten worden. Der stellvertretende Vorsitzende der BGE-Geschäftsführung Steffen Kanitz dankte den Fachleuten zum Abschluss, dass sie sich für "die engagierte Mitarbeit an einem unkonventionellen Format Zeit genommen haben". Der Bereichsleiter Standortauswahl, Dr. Jörg Tietze, kündigte an, dass die Vorschläge aufbereitet, dokumentiert und dann auch veröffentlicht werden. "Das Standortauswahl-Team wird die Anregungen nun zeitlich priorisieren und wird weiter den Dialog über den Forschungsbedarf suchen", sagte er nach der Veranstaltung. Die öffentliche Veranstaltung in Berlin wird am 10. April 2019, von 18 bis 20 Uhr im Technikmuseum, Trebbiner Straße 9, 10963 Berlin stattfinden. Anmeldungen sind hier möglich: veranstaltung-berlin(at)bge.de Die BGE ist eine bundeseigene Gesellschaft im Geschäftsbereich des Bundesumweltministeriums. Die BGE hat am 25. April 2017 die Verantwortung als Betreiber der Schachtanlage Asse II sowie der Endlager Konrad und Morsleben vom Bundesamt für Strahlenschutz übernommen. Zu den weiteren Aufgaben zählt die Suche nach einem Endlagerstandort zur Entsorgung der in Deutschland verursachten hochradioaktiven Abfälle auf der Grundlage des im Mai 2017 in Kraft getretenen Standortauswahlgesetzes. Geschäftsführer sind Stefan Studt (Vorsitzender), Steffen Kanitz (stellv. Vorsitzender), Beate Kallenbach-Herbert (kaufmännische Geschäftsführerin) und Dr. Thomas Lautsch (technischer Geschäftsführer).
Notiz 430008-1 Version: 1 10.02.2020 Bearbeiter: A. Rübel, J. Mönig, J. Wolf Abschätzung der im Endlager für hochradioaktive Abfälle durch den Alphazerfall produzierten Menge Helium Beim Alphazerfall von radioaktiven Stoffen wird bei jedem Zerfall ein Helium-4-Atomkern erzeugt, der durch Elektroneneinfang zu einem Atom des Edelgases Helium umgewan- delt wird. In einem Endlager für radioaktive Abfälle entsteht auf diese Weise mit der Zeit eine zunehmende Menge an Heliumgas. Im Folgenden wird grob abgeschätzt, welche Gasmenge durch diesen Prozess im Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gebildet wird und welche Relevanz der Prozess für die Entwicklung des Endlagers hat. Auf Grund der vergleichsweise großen Menge an Alphastrahlern in ausgedienten Brenn- elementen wird für die Abschätzung im Folgenden ausschließlich dieser Abfalltyp be- trachtet. In verglasen hochaktiven Abfällen ist der relative Anteil an Aktiniden durch die Wiederaufarbeitung deutlich reduziert. Das Gesamtaktivitätsinventar IGes der endzula- gernden ausgedienten SWR, DWR und MOX-Brennelemente in Deutschland ist in den Endlagersystemberichten zum Vorhaben RESUS angegeben, wie z. B. (RESUS, 2019). Solange die Endlagerbehälter intakt sind, sammelt sich das durch den Alphazerfall ge- bildete Helium zunächst im Inneren jedes einzelnen Behälters an. Daher ist es sinnvoll, eine Betrachtung für einen Behälter durchzuführen. Entsprechend dem Endlagerkonzept für das Endlagersystem in einer Tongesteinsformation größerer Mächtigkeit im Vorha- ben RESUS wird im Folgenden von einer Beladung jedes Brennelementbehälters mit 1,9 Brennelementen und einer Gesamtzahl von 11 159 Behältern ausgegangen (RESUS, 2019). Daraus ergibt sich das in Tabelle 1 angegebene Aktivitätsinventar eines einzelnen Behälter IBeh. In Tabelle 1 sind nur diejenigen Radionuklide des Nuklidspekt- rums angegeben, die einen Alphazerfall aufweisen. Beim radioaktiven Zerfall entstehen unter Umständen Tochternuklide, die ebenfalls radi- oaktiv sein und wiederum durch Alphazerfall zerfallen können. Der Zerfallsprozess wird solange fortgesetzt, bis das ursprüngliche Radionuklid durch den radioaktiven Zerfall in 1 ein stabiles Nuklid umgewandelt worden ist. Die Anzahl der in dieser Kette von Zerfällen stattfindenden Alphazerfälle kann anhand der Nuklidkarte abgezählt werden (vgl. Abbil- dung 2), ist aber durch Verzweigungen in der Zerfallskette mit unterschiedlichen Abzwei- gungswahrscheinlichkeiten nicht immer eindeutig bestimmt. Die Alphazerfälle der Toch- ternuklide in der Zerfallskette müssen bei der Bildung von Helium ebenfalls berücksichtigt werden. Die maximale Anzahl an Alphazerfällen in der Zerfallskette inklu- sive des Zerfalls von Tochternukliden ist als F in Tabelle 1 angegeben. Durch den radioaktiven Zerfall reduziert sich die Aktivität des ausgedienten Brennstoffs entsprechend dem Zerfallsgesetz mit der Zeit. Eine genaue Bestimmung der beim Zerfall gebildeten Heliummenge kann nur durch eine zeitabhängige Zerfallsrechnung erfolgen. Für eine grobe Abschätzung wird im Folgenden eine obere Grenze für die Heliummenge abgeleitet. Dabei wird zunächst angenommen, dass für die Dauer von zehn Halbwerts- zeiten T½ des Ursprungsnuklids dessen Aktivität im Inventar konstant bleibt. Diese An- nahme führt zu einer Überschätzung der durch den Alphazerfall erzeugten Helium- menge. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Aktivität des Ursprungsnuklids auf weniger als ein Tausendstel der Anfangsaktivität zurückgegangen. Die während dieser Zeit Tmax = 10∙T½ gebildete Menge wird berechnet und die nach dieser Zeitspanne gebildete Menge im Gegenzug vernachlässigt. Falls die Zeitspanne von zehn Halbwertszeiten län- ger ist als der Nachweiszeitraum, dann wird Tmax auf eine Million Jahre beschränkt (vgl. Tabelle 1). Falls die auf diese Weise berechnete Anzahl NHyp größer ist als die ursprüng- lich im Inventar enthaltene Anzahl NBeh, dann ist demnach das gesamte Inventar des entsprechenden Radionuklids zerfallen und die Anzahl der Alphazerfälle wird auf NBeh beschränkt (vgl. Tabelle 1). Weiterhin wird angenommen, dass auch die radioaktiven Zerfälle aller Tochternuklide innerhalb der Zeit Tmax stattfinden. Da manche der Tochternuklide eine große Halbwerts- zeit aufweisen, ist auch dies eine Annahme, die die tatsächliche Anzahl an Alphazerfäl- len und die dadurch erzeugte Heliummenge überschätzt. Die Anzahl der im Nachweiszeitraum in einem Brennelementbehälter durch den Alpha- zerfall gebildeter Heliumatome NHe ergibt sich unter Berücksichtigung der oben beschrie- benen Annahmen bei Summation über alle Nuklide i durch 𝑁He = ∑𝑖 (𝐹α ∙ min(𝐼Beh ∙ 𝑇max ∙ 𝑆a ; 𝑁Beh ))𝑖 , 2 zu etwa 4∙1026, wobei Sa die Anzahl der Sekunden pro Jahr angibt. Mit der Avogadrozahl NA (vgl. Tab. 2) ergibt sich daraus eine Stoffmenge 𝑛He = 𝑁He 𝑁A von nHe = 665 Mol, bzw. mit dem Molvolumen Vm 𝑉He = 𝑛He ∙ 𝑉𝑚 ein Gasvolumen VHe von etwa 15 Nm³. Die Relevanz dieser Gasmenge für die Endlagerentwicklung lässt sich anhand zweier prinzipiell unterschiedlicher Endlagerkonzepte diskutieren, in denen 1. die Endlagerbehälter – z. B. durch eine Kupferummantelung – so ausgelegt sind, dass sie den gesamten Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gasdicht blei- ben sollen: In diesem Fall wird das gebildete Helium über den gesamten Nachweiszeitraum im Endlagerbehälter gesammelt. Das in den Behältern zur Verfügung stehende Hohlraumvolumen ist begrenzt, so dass sich die Bildung von Helium entspre- chend dem allgemeinen Gasgesetz in einem Anstieg des Gasdrucks im Behälter auswirkt. Bei einem angenommen verfügbaren Hohlraumvolumen im Behälter von 0,5 m³ unter anfänglichem Atmosphärendruck, würde sich der Druck im Be- hälter durch die oben angegebene zusätzliche Gasmenge auf 3 MPa nach einer Million Jahren erhöhen1. Dieser Druck ist geringer als der in einer typischen End- lagerteufe von 800 m zu erwartende Gebirgsdruck von etwa 18 MPa, gegen den die Endlagerbehälter auszulegen sind. Die Heliumproduktion kann bei intakten Behältern eventuell zu einer relevanten Druckerhöhung im Behälter führen, die bei der Behälterauslegung berücksichtigt werden muss. Genauere Betrachtun- gen zur tatsächlich gebildeten Gasmenge sind dabei notwendig. 2. die Endlagerbehälter aus Stahl bestehen, nur für eine vergleichsweise geringe Lebensdauer ausgelegt sind und mindestens 500 Jahre aerosoldicht bleiben sol- len: 1 Je nach Gebirgstemperatur in der Endlagerteufe kann sich der Druck um bis zu 20 % erhöhen 3
1. Ergänzung der Genehmigung vom 31. Juli 2007, Einsatz von MOX-Brennelementen Standortzwischenlager am Kernkraftwerk Emsland: 1. Ergänzung der Genehmigung. Unterlage zum Genehmigungsverfahren Herunterladen PDF, 109KB, nicht barrierefrei
Zwischenlager Ahaus Das Zwischenlager Ahaus ist ein Zwischenlager zur Aufbewahrung von ausgedienten Brennelementen aus Atomkraftwerken und Forschungsreaktoren sowie von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen, die beim Betrieb und der Stilllegung von AKW anfallen. Mehr erfahren Standort Ahaus, Nordrhein-Westfalen Betreiber BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH Genehmigungsbehörde für das Brennelemente-Zwischenlager Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Atomrechtliche Aufsicht Ministerium für Wirtschaft, Industrie, Klimaschutz und Energie (MWIKE) Nordrhein-Westfalen Behälterstellplätze 420 genehmigt 56 belegt mit 329 Behältern Inbetriebnahme 1992 Genehmigt bis 2036 Das Transportbehälterlager Ahaus ist ein Lager zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und zur Lagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen. Das Lager befindet sich auf dem Gebiet der Stadt Ahaus (westliches Münsterland), etwa 3 Kilometer östlich des Stadtzentrums. Betrieben wird das Lager von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und der BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH . Das Transportbehälterlager Ahaus wurde zwischen 1984 und 1990 errichtet. Die Lagerhalle besteht aus zwei durch einen Empfangs- und Wartungsbereich voneinander getrennten Lagerhallenhälften (Lagerbereiche I und II): Der Lagerbereich I dient bis auf weiteres der Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz (siehe hierzu Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung). Der Lagerbereich II dient derzeit der Aufbewahrung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren, von Brennelementen aus dem Rossendorfer Forschungsreaktor und von Brennelementen aus dem Hochtemperaturreaktor in Hamm-Uentrop gemäß Paragraph 6 Atomgesetz. Genehmigungsbehörde nach Paragraph 6 Atomgesetz ist seit dem 30. Juli 2016 das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung. Es hat diese Aufgabe vom bis dahin zuständigen Bundesamt für Strahlenschutz übernommen. Die atomrechtliche Aufsichtsbehörde ist das Ministerium für Wirtschaft, Innovation, Digitalisierung und Energie des Landes Nordrhein-Westfalen. Genehmigungsbehörde für die vorübergehende Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ist die Bezirksregierung Münster. Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Ausblick: Nutzung zur Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren Es ist vorgesehen, das Zwischenlager Ahaus für die Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren in Behältern der neuen Bauart Castor MTR3 zu nutzen. Radiologische Fernüberwachung Neben den im Rahmen der Umgebungsüberwachung vorgeschriebenen Messungen des Betreibers führt die atomrechtliche Aufsichtsbehörde Messungen durch, die tagesaktuell veröffentlicht werden: Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Broschüre zum Download Rücknahme von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 4MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen
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