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Die Abfallbehälter stellen eine wichtige Komponente jedes Endlagersystems dar. Zum einen werden sie für die Handhabung und Einlagerung der Abfälle benötigt, zum anderen sind sie Teil des Multibarrierensystems, das den sicheren Einschluss der radioaktiven Abfälle während des geforderten Nachweiszeitraums von 1 Million Jahren sicherstellt. Das deutsche Regelwerk für die Endlagerung von hochradioaktiven Abfällen (insbesondere StandAG, EndlSiAnfV, EndlSiUntV) enthält überwiegend Anforderungen an das gesamte Endlagersystem, aber nur wenige konkret auf den Behälter bezogene Vorgaben. Ziel des Forschungsprojektes KAnnE („Konkretisierung der Anforderung an Endlagerbehälter und Entwicklung von Prüfkonzepten“) ist es daher, die Anforderungen aus dem Regelwerk möglichst behälterspezifisch zu konkretisieren, um belastbare Vorgaben für die Behälterauslegung und deren Sicherheitsbewertung zu gewinnen. Dabei werden ergänzend Erkenntnisse aus der Auswertung internationaler Behälterkonzepte und deren Anforderungen berücksichtigt, die im ersten Teil des Projektes umfassend analysiert wurden. Um eine nachvollziehbare Systematik und Vollständigkeit der hergeleiteten Anforderungen zu erzielen, wurden diese spezifisch für die drei Hauptphasen der Behälterlebensdauer ermittelt: Unter „Konstruktion und Herstellung“ fallen allgemeine Anforderungen z.B. zu den Materialien sowie konkrete Vorgaben und Empfehlungen für die Herstellung und Qualitätskontrolle. Unter „Handhabung und Betrieb“ werden Anforderungen beschrieben, die aus der Beladung des Behälters über dessen Einlagerung bis zur Handhabung im Fall einer möglichen Rückholung (während des Endlagerbetriebes) oder Bergung (bis 500 Jahre nach Verschluss des Endlagers) resultieren. Die dritte Phase schließlich ist die nach der Einlagerung, wenn der Behälter mit den anderen ihn umgebenden geotechnischen und geologischen Barrieren kompatibel sein muss, z.B. in Bezug auf Temperatur, Strahlung und Korrosion. Dabei wird auch die Abhängigkeit der Behälteranforderungen vom Wirtsgestein (Kristallin, Tonstein, Steinsalz) berücksichtigt. Im Zuge der Projektarbeit wurde eine Liste von ca. 30 spezifischen Anforderungen hergeleitet. Dabei wurden sowohl die Anforderungen aus dem deutschen Regelwerk als auch die Erkenntnisse aus der Analyse der internationalen Konzepte und Anforderungen berücksichtigt. Diese hergeleiteten Behälteranforderungen werden im Rahmen dieses Beitrages vorgestellt. Ebenso wird herausgearbeitet, wo noch weiterer Bedarf zur Konkretisierung bzw. Quantifizierung der Anforderungen besteht. Im Ergebnis sollen die Projektergebnisse als Basis für ein ergänzendes technisches Regelwerk zur anforderungsgerechten Auslegung und Bewertung von Endlagerbehältern dienen.

Der Vortrag beschreibt die Fertigungsüberwachung bei Behältern zur Endlagerung in KONRAD. Besonderer Schwerpunkt liegt auf der Effizienzsteigerung durch Nutzung von Synergien mit dem Gefahrgutrecht.

Metal seals are a major component of radioactive material transport casks. Current legal background and tests programs running at BAM are explained. Results are presented and an outlook is given.

In Germany, the search for a disposal site for heat-generating radioactive waste will take decades longer than originally assumed. Transport and storage casks must therefore ensure safe containment for extended interim storage periods, possibly over 100 years. In order to maintain the required leak tightness, spring core metal seals with aluminum or silver cladding are used. As sealing force decreases over time, BAM has been conducting tests for over 15 years to prove their long-term reliability. This work - a joint project of BASE and BAM - aims to obtain additional material data using a new device for continuous measurement of compression force over time and temperature for lifetime prediction models and is supported by FEM simulations. Initial tests on aluminum and silver seals have been completed, and first results are presented.

The former iron ore mine Konrad near Salzgitter is the approved final repository for radioactive waste with negligible heat production in Germany and should go into operation in the 2030s. The waste comes from operation and decommissioning of nuclear power plants, as well as from medicine, research and industry using radiation sources or radioactive materials. These types of waste are comparable to international low- and certain types of intermediate-level waste. The waste includes a large variety of products, materials and properties. The containers for such waste have the primary purpose of enabling handling and storing of the waste by safely enclosing the radioactive inventory and shielding of radiation. Due to the large variety of waste forms to be disposed of in the Konrad repository, different container types are specified to account for the different requirements related to each waste type. Each container design for waste disposal in Konrad has to be approved by BGE on the basis of the “final disposal conditions” (Endlagerungsbedingungen) and the respective “product control” (Produktkontrolle). For demonstrating the container’s compliance with the regulatory framework, the waste producers or container manufacturers have to apply for design approval on the basis of a comprehensive safety assessment including all relevant reports about analytical, numerical and experimental safety demonstrations and quality assurance measures for container manufacturing and operation. Usually, BGE commissions independent experts like BAM to evaluate these documents and the design testing (e.g. drop or fire tests). While the basic assessment principle is to verify the container design and quality to be in line with all regulatory requirements, there are often challenges associated with the container’s safety evaluation. As containers of different types have already been produced in large numbers and partially loaded with waste before the regulatory framework became effective (so-called “old” containers), they are considered in the regulations as well and safety assessments have to be provided in an equivalent way. As the requirements for the documentation of manufacturing quality were not yet known at the time these containers were manufactured, this is often challenging in practice. On the other hand, containers requiring the highest safety level (ABK II, sf) due to their nuclear content sometimes cause significant challenges and very long approval processes concerning safety demonstrations for severe accidental conditions like a 5 m drop without impact limiter onto a nearly unyielding target or a one hour 800 °C fire scenario. Furthermore, as the regulatory framework has not been updated for several decades, some requirements and the respective safety assessment methods have to be interpreted under consideration of the current state of knowledge in science and technology.