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Organisationseinheit der BAM
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Die Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF): Aufgaben und Erfahrungen
(2008)
Bei der Auswahl eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle (Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente) in Deutschland werden auf Grundlage des Standortauswahlgesetzes von 2017 die drei potenziellen Wirtsgesteine Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein in Betracht gezogen. Die Auswahl eines konkreten Endlagerstandortes steht dabei in engem Zusammenhang mit den für die jeweiligen Wirtsgesteine geeignet erscheinender Endlagersystemen. Zentraler Bestandteil dieser Endlagersysteme sind die Endlagerbehälter, deren Gestaltung und Auslegung maßgeblich die Randbedingungen für die Transport- und Einlagerungstechnik vorgibt und zudem die Nachweise zur Betriebs- und Langzeitsicherheit entscheidend prägt. Daher ist es für die Behälterentwicklung erforderlich, die an Endlagerbehälter zu stellenden Anforderungen systematisch herzuleiten. Auf dieser Grundlage können anforderungsgerechte Endlagerbehälter zielgerichtet für die jeweils zu untersuchenden Endlagerstandorte in unterschiedlichen Wirtsgesteinen entwickelt werden.
Dieser Beitrag fasst die wesentlichen Ergebnisse des von BAM und BGE TECHNOLOGY GmbH im Zeitraum 2017 bis 2020 bearbeiteten und vom Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi) geförderten Forschungsvorhabens KoBrA zusammen, die in einem Abschlussbericht und vier zugehörigen Teilberichten umfassend dokumentiert sind.
Transport- und Lagerbehälter Aktuelle Entwicklungen in der sicherheitstechnischen Nachweisführung
(2011)
This presentation addresses safety aspects concerning dual purpose casks for transportation and storage of spent fuel and high level radioactive waste. The long term performance of casks and their safety relevant components like sealed lid systems and the long term performance of cask internals, especially spent fuel assemblies are discussed. Transportation after interim storage is another key issue and due to the fact of delayed disposal projects current interim storage periods need to be extended causing additional safety demonstration needs for longer periods of time. Regarding this situation present BAM research activities in this area and their preliminary outcomes are presented.
Im Zusammenhang mit dem Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung zur Nutzung
der Kernenergie und der zugehörigen Vereinbarung mit den Energieversorgungsunternehmen
vom 11. Juni 2001 wurde auch die Beschränkung der Entsorgung auf die
direkte Endlagerung bestrahlter Brennelemente sowie die Verpflichtung zur Errichtung
und Nutzung von dezentralen Zwischenlagern an den Kraftwerksstandorten
vereinbart. Dieser Verpflichtung wurde mit der Beantragung und Genehmigung von
insgesamt 12 Standortzwischenlagern bis Ende 2003 sowie vorlaufend 4 sog. Interimslagern
entsprochen. Darüber hinaus bestehen weiterhin die bereits genehmigten
zentralen Zwischenlager in Ahaus und Gorleben sowie das AVR-Behälterlager Jülich
und das Zwischenlager Nord (ZLN) in Lubmin bei Greifswald.
Die Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente und hochradioaktiver Abfälle aus
der Wiederaufarbeitung erfolgt in Deutschland in Transport- und Lagerbehältern.
Diese Behälter verfügen einerseits als Transportbehälter über eine verkehrsrechtliche
Zulassung des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) auf der Grundlage einer
umfassenden Bauartprüfung durch die BAM gemäß den Vorgaben des Gefahrgutrechts
auf der Basis der Internationalen IAEA-Regulations. Andererseits ist die Zwischenlagerung
dieser Behälter in den o. g. Zwischenlagern auf der Grundlage des
Atomgesetzes (AtG) vom BfS gesondert genehmigt.
Voraussetzung für die Annahme und Einlagerung der beladenen Behälter in ein Zwischenlager
ist u.a. die Einhaltung zahlreicher technischer Anforderungen an die Qualität, die Eigenschaften und den Zustand der Behälter und deren Inventar. Diese
Anforderungen sind in den jeweiligen lagerspezifischen „Technischen Annahmebedingungen“
festgeschrieben. Sie reichen von den Nachweisen über die ordnungsgemäße
Herstellung jedes einzelnen Behälters einschließlich aller seiner Komponenten
bis hin zu den Abfertigungsvorschriften zur Montage der Deckel-Dichtsysteme nach
der Behälterbeladung im KKW.
der Vortrag stellt den aktuellen Bearbeitungsstand und Ergebnisse des laufenden Drittmittelvorhabens LaMEP vor. Hierbei geht es um Alterungsprozesse an sicherheitsrelevanten Behälterkomponenten während der langfristigen trockenen Zwischenlagerung bestrahlter Brennlemente und hochradioaktiver Abfälle. Die Untersuchungen umfassen Metall- und Elstomerdichtungen sowie Polymerkomponenten zur Neutronenabschirmung.
Erfahrungen und Perspektiven bei der Bauartprüfung von Behältern zur Verpackung radioaktiver Abfälle
(2008)