G. IV. RECHTLICHE UND TECHNISCHE WÜRDIGUNG
2. P RÜFUNG DER G ENEHMIGUNGSVORAUSSETZUNGEN
2.2 Vorsorge gegen Schäden durch die Aufbewahrung
2.2.1 Einschluss radioaktiver Stoffe
Der sichere Einschluss der radioaktiven Stoffe wird durch die Konstruktion der Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR® V/52 gewährleistet.
Entsprechend den Anforderungen des § 6 StrlSchV wird dadurch eine Strah
lenexposition oder Kontamination von Mensch und Umwelt durch Ableitung radioaktiver Stoffe vermieden und eine Strahlenexposition durch potenzielle Freisetzung radioaktiver Stoffe so gering wie möglich gehalten.
2.2.1.1 Brennelemente
Bei intakten Brennelementen bilden die Hüllrohre der Brennstäbe eine dichte Umschließung des Brennstoffes. Die Prüfung hat ergeben, dass ein systema
tisches Versagen der Brennstabhüllrohre für 40 Jahre ab dem Zeitpunkt der Beladung ausgeschlossen ist.
Mögliche Schadensmechanismen, die zu einem Verlust der Integrität der Hüllrohre und der Brennelementstruktur führen könnten, wurden entspre
chend dem beantragten Inventar und den gewählten Anforderungskriterien für die Brennstab-Hüllrohrmaterialien untersucht. Die aus dem Innendruck der Brennstäbe resultierende Tangentialdehnung der Brennstabhüllrohre wird während der Lagerung auf 1 % begrenzt und liegt somit unterhalb der Versagensgrenze für Zirkaloy-Materialien. Eine mögliche Spannungsrisskor
rosion wird durch eine Begrenzung der Tangentialspannung auf 120 MN/m² ausgeschlossen. Schäden durch eine fortschreitende Korrosion oder Was
serstoffaufnahme an den Brennstäben oder der Brennelementstruktur kön
nen wegen der inerten Atmosphäre nicht auftreten.
Trotz des Ausschlusses eines systematischen Versagens der Brennstabhüll
rohre ist das Versagen einzelner Brennstäbe nicht auszuschließen. Die dabei angenommene Schadensquote von 1 % ist bei Einhaltung der „Technischen Annahmebedingungen“ abdeckend. Die bei dieser Schadensquote austre
tenden Stoffe führen zu keinen Auswirkungen auf den Behälter einschließlich des Dichtsystems.
2.2.1.2 Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR
®V/52
Die Konstruktion der Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR® V/52, gefertigt nach Stückliste GNB 503.037-01/1 Rev. 19, in Verbindung mit der Abfertigung gemäß den „Technischen Annahmebedingungen“ genügt den sicherheitstechnischen Anforderungen, die im Hinblick auf den sicheren Einschluss der radioaktiven Stoffe zu stellen sind.
Die Dichtheit der Behälter wird durch ein Doppeldeckeldichtsystem beste
hend aus zwei Deckelbarrieren mit metallischen Dichtungen sichergestellt.
Bei der Abfertigung der Behälter ist nachzuweisen, dass jede Dichtung das Dichtheitskriterium (Standard-Helium-Leckagerate höchstens 10-8 • Pa m³/s) erfüllt. Die Prüfung hat ergeben, dass das gleichzeitige Versagen beider Dichtbarrieren während der gesamten Aufbewahrungszeit praktisch auszu
schließen ist, da bereits das Versagen einer der beiden Dichtbarrieren ein sehr unwahrscheinliches Ereignis darstellt. Die von der Kernkraftwerk Krüm
mel GmbH & Co. oHG verwendeten silber- oder aluminiumummantelten Fe
derkern-Metalldichtringe des Doppeldeckeldichtsystems sind langzeitbestän
dig. Bei Einhaltung des Restfeuchtekriteriums wird die Langzeitsicherheit nicht durch Korrosion beeinträchtigt. Aus der Nassverpressung der Primär
deckeldichtung resultieren nur geringe Restfeuchteanteile in der Dichtung, die die Langzeitsicherheit nicht beeinträchtigen können.
Die Dichtheit des Doppeldeckeldichtsystems wird mittels eines mechani
schen Druckschalters, der ein Absinken des Sperrraumdrucks unter einen voreingestellten Wert anzeigt, in anforderungsgerechter Weise ständig
über-wacht. Der Sperrraum zwischen dem inneren Primärdeckel und dem äuße
ren Sekundärdeckel ist mit Helium gefüllt. Der Sperrraumdruck beträgt 0,6 MPa und liegt somit höher als der Behälterinnendruck und als der äußere Atmosphärendruck. Die Funktionsweise des Druckschalters und die beim Einbau durchzuführende Funktionsprüfung stellen in jedem Fall sicher, dass ein Nachlassen der Dichtwirkung einer der beiden Dichtbarrieren angezeigt wird. Der Druckschalter arbeitet selbstüberwachend, das heißt, er zeigt nicht nur die Unterschreitung des voreingestellten Wertes im Sperrraum des Be
hälters, sondern auch Defekte des Druckschalters an.
Die Untersuchungen zur Langzeitbeständigkeit der Behälterbauteile und die Betriebserfahrungen bestätigen die Zuverlässigkeit dieses Doppeldeckel
dichtsystems.
Untersucht wurden die Auswirkungen mechanischer, thermischer, chemi
scher und radiologischer Einwirkungen im bestimmungsgemäßen Betrieb auf den Behälterkörper, das Moderatorsystem, die Versiegelung des Behälters und das Doppeldeckeldichtsystem. Bezüglich der Langzeitbeständigkeit be
stehen keine Anforderungen an die Elastomerdichtung, die nur für die Dicht
heitsprüfung bei der Behälterabfertigung erforderlich ist.
Der Behälterinnendruck führt auch unter Berücksichtigung des Versagens einzelner Brennstäbe während des Zwischenlagerzeitraums zu keinen nachteiligen Auswirkungen auf die Funktion des Dichtsystems und die Inte
grität der Behälterbauteile.
Die Behältertemperaturen liegen bei einer Wärmeleistung von maximal 40 kW unter den zulässigen Behälterbauteiltemperaturen. Begrenzend sind dabei die Auslegungstemperaturen des Moderatorsystems. Die Langzeitbe
ständigkeit der Komponenten wird durch die thermische Belastung nicht be
einträchtigt, zumal sich die Temperaturen während der Lagerzeit verringern.
Die Neutronenfluenz liegt bei dem beantragten Behälterinventar deutlich un
ter dem Grenzwert von 1018 Neutronen pro cm², ab dem es zu einer Metall
versprödung kommen kann. Es treten auch keine relevanten Gasabspaltun
gen oder Veränderungen der mechanischen und thermischen Eigenschaften des Moderatormaterials auf.
Auf Grund der Nassverpressung der Federkern-Metalldichtringe können ge
ringe Mengen von Beckenwasser zwischen der äußeren und der inneren Ummantelung der Primärdeckeldichtung dicht eingeschlossen werden. Im Laufe der Lagerung kann es durch dieses Wasser zur Radiolysegasbildung kommen, die aber entsprechend dem Ergebnis der Prüfung sicherheitstech
nisch unbedenklich ist.
Durch die Trocknungsanforderungen der „Technischen Annahmebedingun
gen“ ist sichergestellt, dass die im Behälter verbleibende Restfeuchte so ge
ring ist, dass keine Korrosionsgefährdung für den Behälter und die Kompo
nenten des Doppeldeckeldichtsystems besteht. Im Fall von Hüllrohrdefekten wird Caesium in den Behälterinnenraum freigesetzt. Die Prüfung hat erge
ben, dass selbst bei konservativ unterstelltem hundertprozentigen Hüllrohr
versagen die Wirksamkeit der Federkern-Metalldichtringe des Primärdeckels durch die korrosiv wirkenden Spaltprodukte nicht in Frage gestellt wäre.
Durch äußere Korrosionsschutzmaßnahmen wird eine Korrosion des Behäl
ters, der Tragzapfen und des Druckschalters wirkungsvoll verhindert. Die Wirksamkeit der Versiegelungsmaßnahmen wird periodisch überprüft.
Der dichte Einschluss des radioaktiven Inventars durch aluminium- und sil
berummantelte Federkern-Metalldichtringe ist durch die Prüfung für den Auf
bewahrungszeitraum von 40 Jahren bestätigt.
Selbst im Falle des Nachlassens der Dichtwirkung einer der beiden Barrieren kann das Doppeldeckeldichtsystem mit den hierfür vorgesehenen Repara
turmaßnahmen wieder in Stand gesetzt werden (vergleiche Abschnitt G.IV.2.2.8.6). Ein gleichzeitiges Versagen beider Dichtbarrieren ist nicht zu unterstellen.
Auf Grund des geringen Aktivitätsinventars müssen leere, innen kontaminier
te Behälter nur mit einer Deckelbarriere versehen sein. Bei Verwendung ei
ner Metalldichtung bleibt im bestimmungsgemäßen Betrieb der dichte Ein
schluss des radioaktiven Inventars über einen Zeitraum von 40 Jahren und bei Verwendung einer Elastomerdichtung über einen Zeitraum von 10 Jahren gewährleistet.
2.2.1.3 Behälterüberwachungssystem
Das beantragte Behälterüberwachungssystem ist zuverlässig und geeignet, dem mit der Behälterüberwachung betrauten Personal die dazu notwendigen Informationen zu übermitteln.
Die Druckschalter aller beladenen Behälter sind an das Behälterüberwa
chungssystem des Standort-Zwischenlagers Krümmel angeschlossen. Die
ses entspricht den Systemen, die sich in den zentralen Zwischenlagern im Betrieb bewährt haben, und erfüllt alle sicherheitstechnischen Anforderun
gen.
Es ist sichergestellt, dass eine Störmeldung an eine ständig besetzte Stelle weitergeleitet wird. Die Einzelmeldungen werden im Raum „Behälterüberwa
chung“ angezeigt. Parallel dazu wird eine Sammelstörmeldung an den Raum
„Wache“ im Standort-Zwischenlager Krümmel sowie über ein Bussystem an die ständig besetzte innere Wache des Kernkraftwerkes Krümmel weiterge
leitet.
Eine Dichtheitsüberwachung leerer, innen kontaminierter Behälter ist auf Grund des geringen Aktivitätsinventars nicht erforderlich.
2.2.1.4 Theoretische Freisetzungen aus den Transport- und Lagerbehäl
tern
Die Aufbewahrung radioaktiver Stoffe in den Transport- und Lagerbehältern hat keine Ableitungen radioaktiver Stoffe im Sinne der Strahlenschutzverord
nung zur Folge.
Die in den technisch dichten Behältern aufbewahrten bestrahlten Brennele
mente stellen umschlossene radioaktive Stoffe im Sinne der Strahlenschutz
verordnung dar. Eine Freisetzung von radioaktiven Stoffen kann nur in Folge molekularer Diffusion durch das Doppeldeckeldichtsystem auf Grund des be
stehenden Partialdruckgefälles zwischen dem Innenraum des Behälters, dem Sperrraum und der Außenatmosphäre erfolgen. Aus dieser theoretischen
Freisetzung ergibt sich keine Strahlenexposition, die messtechnisch erfass
bar wäre.