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Bisherige Betriebserfahrungen und Erkenntnisse lassen die grundsätzliche Eignung der Transport- und Lagerbehälter auch über 40 Jahre hinaus erwarten.
Eine Verlängerung der genehmigten Zwischenlagerdauer erfordert eine Neugenehmigung. Hierbei sind die zu diesem Zeitpunkt sicherheitstechnisch relevanten Eigenschaften der tatsächlich vorhandenen Inventare und Behälter zu berücksichtigen.
Sicherheitstechnische Nachweise sind auf Grundlage belastbarer Daten und Erkenntnisse zu führen. Diese müssen rechtzeitig verfügbar sein (z.B. Betriebserfahrungen oder zusätzliche F&E-Programme z.B. zu Behälterdichtsystemen oder Inventarverhalten).
Alterungsmanagementprogramme und periodische Sicherheits-überprüfungen während der Zwischenlagerung haben sowohl für die verlängerte Zwischenlagerung als auch für nachfolgende Transporte eine erhebliche Bedeutung.Die Schaffung eines spezifischen Regelwerks für die verlängerte Zwischenlagerung von Transport- und Lagerbehältern und deren nachfolgendem Abtransport unter Berücksichtigung der Anforderungen aus beiden Verwendungsbereichen erscheint sinnvoll.
Eine verlängerte Zwischenlagerung dient ausschließlich der Überbrückung bis zur Endlagerung. Hierbei sollten die bestehenden Behälter und Inventare frühzeitig in die Überlegungen zur Definition von Anforderungen für die Endlagerung einbezogen werden.
Die internationalen Entwicklungen und Untersuchungen im Bereich der längerfristigen Zwischenlagerung sollten zur Nutzung von Synergieeffekten weiter verfolgt, ausgewertet und mitgestaltet werden.
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.
Verbundvorhaben KoBrA: Ausblick zur Umsetzung von Anforderungen in Technische Behälterkonzepte
(2018)
Als Ausblick auf noch ausstehende Arbeiten zum Verbundvorhaben "KoBrA" zur Erfassung nationaler und internationaler Anforderungen und Konzepte für Behälter zur Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle in den potentiellen Wirtsgesteinformationen Kristallin, Ton und Salz werden die grundlegenden Anforderungen und Schutzziele der Endlagerbehälter untersucht und der konzeptionelle Weg von Anforderungen hin zu Konzepten erläutert.
Im Vorhaben "KoBrA" sollen aus bestehenden Anforderungen für endlagerfähige Behälter und aus internationalen Erfahrungen ein aktueller Stand auf dem Gebiet der Behälterforschung für HLW/SF-Behälter ermittelt und generische Vorschläge für HLW/BE-Endlagerbehälterkonzepte in den drei potentiellen Wirtsgesteinen (Kristallin, Ton oder Salz) erarbeitet werden.
Im Vorhaben "KoBrA" sollen aus bestehenden Anforderungen für endlagerfähige Behälter und aus internationalen Erfahrungen ein aktueller Stand auf dem Gebiet der Behälterforschung für HLW/SF-Behälter ermittelt und generische Vorschläge für einen deutschen HLW/BE-Endlagerbehälter in den drei potentiellen Wirtsgesteinen (Kristallin, Ton oder Salz) erarbeitet werden. Im Arbeitspaket 1 wird dafür eine umfassende Literaturrecherche zu internationalen Behälterkonzepten durchgeführt, deren erste Ergebnisse hier präsentiert werden.
Verbundvorhaben "KoBrA"
(2018)
Im Verbundvorhaben "KoBrA" sollen systematisch Randbedingungen, Anforderungen und Konzepte für BE/HLW-Endlagerbehälter in den potentiellen Wirtsgesteinen Kristallin, Ton und Salz gesammelt, zusammengetragen und ausgewertet werden. Am Ende sollen generische Behälteranforderungen und -Konzepte für mögliche endlagerfähige Behälter in Deutschland erarbeitet werden. Hier wird ein Überblick über das gemeinsam mit unseren Partnern von der DBE TEC (jetzt BGE TEC) bearbeitete Gesamtvorhaben mit allen Arbeitspaketen gegeben.
Validation of numerical simulation models for transport and storage casks using drop test results
(2012)
The safety assessment of new designs for transport and storage casks for radioactive materials is a challenging task accomplished using different methods such as prototype tests, model tests, calculations and analogy reflections. At BAM (Federal Institute for Materials Research and Testing), the test procedures for the mechanical IAEA (International Atomic Energy Agency) test conditions often start with preliminary finite element (FE) calculations mostly with a small-scale cask model for verification of the proposed test cask instrumentation and test plan. On that basis the extensive test cask instrumentation is applied and checked. After that, a series of drop tests consisting of different test sequences is performed.
Following the drop tests, numerical post-analyses are carried out. These analyses offer the possibility of a detailed calculation and assessment of stresses and strains in the entire test cask construction. The calculation results have to be carefully compared with the measurement data over the impact history to find out all relevant parameters for a realistic simulation of the impact scenario. The desired ideal boundary test conditions often cannot be met exactly during the drop tests. Therefore, the numerical post-analyses are carried out by using the real boundary conditions of the drop tests. The objective is to find a validated model, where the results of the numerical simulations satisfactorily meet the experimental results.
Under test conditions according to the IAEA transport regulations, casks are usually equipped with impact limiters and dropped onto a so-called unyielding target. In general, it is difficult to verify a complex FE model by using results from only one drop test because of the complex impact process and the complex structure of such packages. After each drop test, numerical post-analyses should be carried out. Only if all drop tests were simulated successfully by using the same FE model under different test conditions, it is possible to obtain a validated numerical model for further investigations. In this case the results of the numerical simulations meet satisfactorily the experimental results. In this paper a study is presented, where the influence of different components on the cask loading is investigated systematically.