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.

Projektbeschreibung

Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) nimmt Genehmigungsaufgaben im Bereich Zwischenlagerung und Transport von radioaktiven Abfällen wahr. Der aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik ist dabei die Grundlage für diese Aufgabenwahrnehmung und die Gewährleistung der erforderlichen Sicherheit. Das beinhaltet auch die regelmäßige Überprüfung der Wirksamkeit bestehender Vorschriften.

In diesem Forschungsvorhaben geht es um die Analyse der Freisetzung und radiologischen Konsequenzen bei Transportunfällen mit SCO. Die Abkürzung SCO steht für "Surface Contaminated Object" und bedeutet "Oberflächenkontaminierter Gegenstand". Dieser Begriff aus den gefahrgutrechtlichen Vorschriften wird in drei Gruppen eingeteilt, wobei sich die Einteilung in SCO I und SCO II aus der Höhe der Aktivität pro cm2 ergibt und SCO III die Großkomponenten abbildet.

Bei Transportunfällen gewinnen mechanische Kräfte durch auftretende Beschleunigungsspitzen für das Ablösen von an Oberflächen angelagerten Mikropartikeln an Bedeutung. Vorbehandlungen von SCO vor der Beförderung bewirken bereits eine Verringerung locker haftender Partikel. Daten zur Bewertung der Freisetzungsvorgänge von kontaminierten Oberflächen bei Unfallbelastungen unter Berücksichtigung realistischer Parameter sind jedoch kaum vorhanden.

Das Ziel des Vorhabens war die Gewinnung von Erkenntnissen und Daten, mit denen

• die unfallbedingte Inhalationsdosis von Personen nach luftgetragener Freisetzung lungengängiger Partikel von oberflächenkontaminierten Gegenständen abgeschätzt und
• mit den Kriterien der IAEO-Transportempfehlungen verglichen werden soll.

Es wurden Untersuchungen des Ablöseverhaltens von Partikeln als Funktion relevanter Parameter und den an der Oberfläche auftretenden Beschleunigungen untersucht. Des Weiteren wurden Untersuchungen unter Verwendung größerer Probekörper durchgeführt und Freisetzungsvorgänge beim Aufprall fallender Objekte simuliert. Aus den Erkenntnissen wurden Hinweise für eine mögliche Weiterentwicklung des IAEO-Regelwerks zum Transport von SCO formuliert.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 1 MB, Datei ist nicht barrierefrei)

Projektbeschreibung

Numerisch gestützte Sicherheitsanalysen erfordern im Allgemeinen eine Validierung der benutzten Rechenwerkzeuge. Dies gilt im Speziellen auch für Kritikalitätssicherheitsanalysen zu Transport- und Lagerbehältern für spaltbare radioaktive Stoffe, deren Prüfung und Bewertung im Aufgabenbereich des BASE liegen. Wegen der geometrischen und physikalischen Komplexität solcher Behälter werden dabei Monte-Carlo-Rechnungen durchgeführt. Die Ergebnisse solcher Rechnungen werden durch Vergleich mit Messergebnissen zu kritischen Experimenten validiert.

Ziel des Forschungsprojekts war die Bewertung bestehender Validierungsansätze und die Entwicklung neuer Validierungsmethoden, bei denen Korrelationen zwischen den zur Validierung herangezogenen kritischen Experimenten berücksichtigt werden.
Zu Projektbeginn existierten Ansätze zur Anwendung eines Bayesian Updating-Prozesses auf zu validierende Anwendungsfälle in Kritikalitätssicherheitsanalysen und zur Bestimmung der dafür nötigen Kovarianzdaten. Für eine Nutzung im behördlichen Umfeld waren diese aber entweder nicht geeignet oder nicht ausreichend auf ihre Eignung hin untersucht worden.

Im Projekt wurden konkrete Lösungen und Handlungsempfehlungen erarbeitet und in Software umgesetzt, so dass die nötigen Werkzeuge zur Validierung über ein Bayesian Updating verfügbar sind.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 6 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Radioaktive Stoffe werden weltweit auf der Grundlage der Empfehlungen für den sicheren Transport von radioaktiven Stoffen befördert. Diese Transportvorschriften werden von der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) herausgegeben und fortlaufend weiterentwickelt. Die Transportsicherheit steht dabei stets im Vordergrund. Das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) begleitet aktiv die Weiterentwicklung der Vorschriften und deren Anwendung.

Dieses Vorhaben befasste sich mit folgenden Aspekten:

• Bereitstellung eines Verfahrens zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten für Zulassungsverfahren

Die IAEO-Transortvorschriften bieten die Möglichkeit, Sendungen mit bestimmten Inhalten unter bestimmten Bedingungen, von eben diesen Vorschriften zu befreien. Die Befreiung erfolgt mit Hilfe von speziell dafür berechneten alternativen Aktivitätsgrenzwerten und setzt eine behördliche Zulassung voraus. Für die Genehmigungspraxis bedeutet dies, dass die vom Antragsteller beantragten alternativen Aktivitätsgrenzwerte und Strahlenexpositionen eingehend zu überprüfen sind. Hierbei ist insbesondere die Identifizierung der typischen Expositionsszenarien von Bedeutung. Als Ergebnis dieses Arbeitspaketes wurden ein entsprechendes Berechnungstool für das BASE sowie ein zugehöriger Leitfaden entwickelt.

• Weiterverfolgung des Transportaufkommens zum Endlager Konrad für Expositionsanalysen

Die Frage nach der Exposition der Bevölkerung durch die Beförderung radioaktiver Stoffe zum Endlager Konrad ist immer wieder Gegenstand öffentlicher Diskussionen. Es wurden aktualisierte Daten zu radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung bereitgestellt, die zur Einlagerung in das Endlager Konrad vorgesehen sind. Das Transportaufkommen wurde auf Basis der verfügbaren Informationen weiterverfolgt und präzisiert. Somit sind diese Daten nun für aktuelle Aussagen bezüglich der Strahlenexpositionen des Transportpersonals und der Bevölkerung verwendbar.

• Fachliche Stellungnahmen und Zuarbeiten

Das Vorhaben hat es dem BASE und dem BMUV ermöglicht, Ad-hoc-Fragestellungen durch den Auftragnehmer zeitnah bearbeiten zu lassen. Hierbei geht es um Fragestellungen zu aktuellen nationalen und internationalen Themen der Transportsicherheit. Daher liefert der Bericht zum dritten Arbeitspaket eine Zusammenstellung von technisch-wissenschaftlichen Fachbeiträgen und Ausarbeitungen.

Fachlicher Abschlussbericht zu Arbeitspaket 1 (PDF, 6 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Abschlussbericht zu Arbeitspaket 2 und Arbeitspaket 3 (PDF, 697 KB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)