Projektbeschreibung

In Deutschland werden alle hochradioaktiven Abfälle in „Transport- und Lagerbehältern“ (TLB bzw. sogenannte Castor-Behälter) zwischengelagert mit dem Ziel, die Abfälle zukünftig in ein tiefengeologisches Endlager einzubringen. Es ist davon auszugehen, dass diese Abfälle vor der Einlagerung in das Endlager konditioniert werden müssen. Dabei werden die Behälter mindestens noch einmal in einer Konditionierungsanlage geöffnet um einen Zustand herzustellen, der den noch zu definierenden Endlagerbedingungen gerecht wird. Gegebenenfalls sind auch aufwendigere technische Maßnahmen notwendig wie beispielsweise die Manipulation von Brennstäben oder sogar Brennstoff und anschließendes Überführen in den Endlagerbehälter.

Aus aktueller Sicht wird dieser Konditionierungsschritt erst in mehreren Zehnerjahren umgesetzt werden, nämlich wenn ein Endlagerstandort in Deutschland identifiziert worden sein wird und das Endlagerbergwerk sich mindestens bereits im Bau befindet.

Wie die unterschiedlichen hochradioaktiven Abfalltypen dann konditioniert werden sollen wird nicht nur vom heute noch nicht festgelegten Endlagerdesign abhängen, sondern gegebenenfalls auch durch den dann vorliegenden Zustand der hochradioaktiven Inventare beeinflusst werden. Die Art der Konditionierung ist folglich noch nicht festgelegt. Sie ist jedoch ein entscheidender Schritt in der effektiven praktischen Umsetzung der Endlagerung, der rechtzeitig mitgedacht werden muss.

Aus diesem Grund wird in diesem Vorlaufforschungsvorhaben eine Literaturrecherche zu derzeit bekannten oder denkbaren Konditionierungsoptionen mit einer potentiellen Anwendbarkeit in Deutschland durchgeführt. Auf dieser Basis werden dann die unterschiedlichen notwendigen Arbeitsschritte und Techniken qualitativ miteinander verglichen und im Ergebnis bewertet.

Projektbeschreibung

Im Forschungsprogramm „OECD/NEA Studsvik Cladding Integrity Project“ (SCIP-IV) haben sich 38 nationale und internationale Organisationen zusammengeschlossen. Unter dem Dach der Nuclear Energy Agency (NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (OECD) werden über eine Laufzeit von fünf Jahren sicherheitsrelevante Aspekte zum Brennelementverhalten und –versagen untersucht. Die Forschungsarbeiten finden in den Laboren der Firma Studsvik Nuclear im schwedischen Nyköping statt.

Das für die Arbeit des BASE primär relevante Arbeitspaket zum Verhalten der Brennstabhüllen während der trockenen Zwischenlagerung umfasst mehrere Versuchsszenarien. So wird untersucht, wie sich die Umgebungsbedingungen der trockenen Zwischenlagerung, beispielsweise in Castor-Behältern, auf das Verhalten der Brennstabhüllen auswirken. Die Frage, unter welchen Umständen diese womöglich versagen könnten, wird ebenfalls betrachtet. Darauf aufbauend sollen dann Handhabungsregeln für defekte Brennstäbe evaluiert sowie das Verhalten von abgebrannten Brennelementen bei Störfällen während der Beförderung und Lagerung untersucht werden. Weltweit ist SCIP-IV das einzige Projekt, das diese Fragestellungen experimentell untersucht.

Die Erkenntnisse dieses Forschungsprogramms tragen dazu bei, dass das BASE die im Laufe der 2030er und 40er Jahre anstehenden Antragsverfahren für die Aufbewahrungsgenehmigungen an den Standortzwischenlagern nach dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik bewerten können wird.

Erfahren Sie mehr: BASE tritt Forschungsprogramm zur langfristigen Sicherheit von Zwischenlagern bei (Meldung des BASE vom 14.12.2020)

Projektbeschreibung

Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) ist die zuständige Genehmigungsbehörde für die Beförderung sogenannter Großquellen. Gemäß § 27 StrlSchG i. V. m. § 29 Abs. 1 Nr. 7 StrlSchG ist bei der Beförderung derselben der Schutz gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter zu gewährleisten. Diesbezüglich gibt die seit dem 01.01.2021 geltende SEWD-Richtlinie sonstige radioaktive Stoffe vor, welche Sicherungsanforderungen und -maßnahmen vom Genehmigungsinhaber umzusetzen sind.

Gemäß Kapitel 5.1 dieser Richtlinie ist bei der Beförderung von Großquellen durch den Genehmigungsinhaber mindestens ein Sicherungsniveau zu gewährleisten, das den Standard-Sicherungsmaßnahmen des IT-Grundschutzes des Bundesamtes für die Sicherheit in der Informationstechnik (BSI) entspricht.

Da der IT-Grundschutz des BSI jedoch für Behörden und Unternehmen jeder Größenordnung und branchenunabhängig entwickelt wurde, sind nicht alle, sondern nur einzelne Teile davon relevant für die IT-Sicherheit bei der Beförderung von Großquellen.

Darum lässt das BASE im Rahmen dieses Forschungsvorhabens einen Anforderungskatalog erstellen, der die spezifischen Randbedingungen bei der Beförderung von Großquellen auf Grundlage des BSI-Grundschutzes konkretisiert.

Dieser Anforderungskatalog kann zukünftig von Antragstellern unterstützend bei der Erstellung der erforderlichen IT-spezifischen Nachweise herangezogen werden. Zudem steht dem BASE damit ein konkretisierter Bewertungsmaßstab zur Beurteilung der Anforderungsgerechtigkeit der IT-spezifischen Antragsunterlagen zur Verfügung.

Weitergehende Informationen liefert der Artikel IT-Sicherheit bei der Beförderung von Großquellen.

Projektbeschreibung

Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) nimmt Genehmigungsaufgaben im Bereich Zwischenlagerung und Transport von radioaktiven Abfällen wahr. Grundlage für die Aufgabenwahrnehmung und die Gewährleistung der erforderlichen Sicherheit ist nach Maßgabe des Atomgesetzes (AtG §§ 4, 6) der jeweils aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik. Zur Bewertung des aktuellen Sicherheitsniveaus sind wie im vorliegenden Fall bei der Beförderung radioaktiver Stoffe verschiedene Parameter, Modelle und Methoden laufend zu überprüfen, zu bewerten und anhand neuer Erkenntnisse und veränderter Randbedingungen anzupassen. In diesen Zusammenhang hat das BASE ein Forschungsvorhaben zur „Weiterentwicklung von Modellen zur Bewertung der Sicherheit bei der Beförderung radioaktiver Stoffe“ beauftragt.

Im Rahmen des Vorhabens werden neben der Bestandsaufnahme und Weiterentwicklung des aktuellen Standes von Forschung und Technik wissenschaftlich-technische Untersuchungen mit folgenden Schwerpunkten durchgeführt:

• Überarbeitung der Methodik zur Berechnung der A-Werte
• Weiterentwicklung der Modellansätze für Transportrisikoanalysen
• Neuerhebung der Anzahl der beförderten Versandstücke pro Jahr
• Weiterführung von Vorkommnisbewertung und Erfahrungsaustausch
• Untersuchungen zur Rückführung radioaktiver Abfälle aus der Wiederaufarbeitung.