G. IV. RECHTLICHE UND TECHNISCHE WÜRDIGUNG
2. P RÜFUNG DER G ENEHMIGUNGSVORAUSSETZUNGEN
2.5. Würdigung der im Rahmen der Öffentlichkeitsbeteiligung erhobenen
2.5.5 Erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Aufbewahrung der
2.5.5.3 Inventar und Behälter
2.5.5.3.1 Beantragtes Behälterinventar
Einwendung:Das Aktivitätspotenzial des geplanten Standort-Zwischenlagers Grafenrhein-feld sei zu niedrig angesetzt.
Die beantragte Einlagerung von defekten Brennelementen sei nicht sicher.
Die Lagerung von Brennelementen mit bisher nicht genehmigten Anreiche-rungen beziehungsweise Abbrandwerten würde das Risiko unzulässig erhö-hen. Mischoxid-Brennelemente hätten eine erheblich höhere Wärmeentwick-lung als Uran-Brennelemente und würden deshalb längere Abklingzeiten be-nötigen. Dadurch verlängere sich der Zwischenlagerzeitraum und die Gefahr am Standort Grafenrheinfeld wäre erhöht.
Behandlung:
Im Zuge der Genehmigung nach § 6 AtG für das Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld wurde die beantragte Einlagerungsmenge und die Einhal-tung aller Anforderungen an den sicheren Einschluss des Inventars geprüft.
Bei der Bewertung der erforderlichen Schadensvorsorge durch die Aufbe-wahrung der Kernbrennstoffe nach § 6 AtG wurde berücksichtigt, dass sich am selben Standort bereits das Kernkraftwerk Grafenrheinfeld befindet. So wurden eventuelle Wechselwirkungen während des Normalbetriebes und bei Störfällen geprüft und es wurden gemäß Strahlenschutzverordnung die Ein-haltung der Dosisgrenzwerte unter Berücksichtigung der radiologischen Vor-belastung durch andere kerntechnische Einrichtungen nachgewiesen. Diese Nachweise wurden auch für Mischoxid-Brennelemente geführt und geprüft.
Das beantragte Gesamtinventar für die Aufbewahrung im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld umfasst alle in der Restlaufzeit der Reaktoren des Kernkraftwerkes Grafenrheinfeld anfallenden abgebrannten Brennele-mente und ist somit größer als das Inventar im Kernkraftwerk Grafenrhein-feld. Die sichere Aufbewahrung dieser großen Gesamtaktivitätsmenge in Form abgebrannter Brennelemente wird durch die Behälter gewährleistet und wurde im Genehmigungsverfahren geprüft.
Die E.ON Kernkraft GmbH hat auf Grund von Abbrand- und Quellstärkenbe-rechnungen nachgewiesen, dass die im Sicherheitsbericht angegebenen Auslegungsmerkmale des Behälters zum Beispiel hinsichtlich der Oberflä-chendosisleistung und Wärmeleistung eingehalten werden. Im Genehmi-gungsverfahren wurden die Berechnungen geprüft. Dabei wurden sowohl die spezifischen Eigenschaften des Inventars wie auch einzuhaltende Parame-ter, zum Beispiel Abklingzeiten, Anreicherung und Abbrand, berücksichtigt.
Für das Inventar gelten die beantragten Spezifikationskennwerte der Brenn-elemente, die im Genehmigungsverfahren geprüft und zur Zwischenlagerung zugelassen wurden. Da sich die Kennwerte der Brennelemente im Laufe der Entwicklung ändern, können dann Brennelemente mit neuen Spezifikations-kennwerten beantragt werden, die erneut im Genehmigungsverfahren zu prü-fen sind.
2.5.5.3.2 Barrierensystem
Einwendung:Die erforderliche Schadensvorsorge sei nicht gegeben, da die Behälter die dichte Umschließung des radioaktiven Inventars nicht über die gesamte Auf-bewahrungszeit gewährleisten könnten.
Die Wandstärken der Behälter und das Material seien nicht ausreichend für die Abschirmung der Neutronen- und Gammastrahlung. Das Neutronenmo-deratorkonzept sei unzureichend untersucht. Deshalb müssten viele Ände-rungen auch an bereits gefertigten Behältern vorgenommen werden. Die bis-herigen Erfahrungen seien unzureichend.
Beim Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld werde gegen zentrale Prinzi-pien der Kerntechnik verstoßen. Nach dem Diversitäts-Prinzip müssten Sys-teme auf verschiedenen technischen Prinzipien beruhen. Es sei damit zu rechnen, dass es während der Lagerzeit zu einem systematischen Versagen der Dichtungen infolge von Korrosionsprozessen oder zu hohen Temperatu-ren komme. Radioaktivität könne durch Risse im Behälter austreten. Dies könne von der Drucküberwachung des Deckelsystems nicht erkannt werden.
Weiterhin würden die Spaltgase im Behälterinnenraum früher oder später je-de Barriere sprengen.
Behandlung:
Im Zuge der Genehmigung nach § 6 AtG für das Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld wurde die Einhaltung aller Anforderungen an den sicheren Einschluss des Inventars überprüft.
Für die aufzubewahrenden Behälter wurde die Einhaltung der maximal zu-lässigen Dosisleistungen für Gamma- und Neutronenstrahlung an der Behäl-teroberfläche sowohl an der Mantelfläche als auch am Deckel geprüft.
Die Abschirmungsauslegung erfolgt mit anerkannten Rechenprogrammen.
Optimierungsmaßnahmen der Strahlenabschirmung und die Struktur des Behälters wurden dabei berücksichtigt. Die Nachweise zur Abschirmung müssen unter Berücksichtigung aller konstruktiven Details der einzusetzen-den Behälter, wie zum Beispiel der eingebrachten Moderatorstäbe, der ver-wendeten Moderatormaterialien, deren Anordnung und unter Berücksichti-gung der Struktur des Behälters erbracht werden.
Im Genehmigungsverfahren wurden eigene Abschirmrechnungen durchge-führt, die die Nachweise zur Abschirmung bestätigten.
Der Behälter ist durch zwei Barrieren, den Primärdeckel und den Sekundär-deckel, jeweils abgedichtet mit Metalldichtungen, redundant verschlossen.
Die mechanische Festigkeit des Behälterkörpers wurde sowohl unter Lager-bedingungen als auch bei Störfällen im Genehmigungsverfahren untersucht und dessen Eignung nachgewiesen.
Das Auftreten von Rissen wird durch die Qualitätssicherungsmaßnahmen bei der Fertigung der Behälter ausgeschlossen. Auch ein systematisches Versa-gen der DichtunVersa-gen über einen Zeitraum von 40 Jahren unter Einfluss von Strahlung und Temperatur wurde ausgeschlossen. Bei einem unterstellten
Einzelversagen einer Dichtung würden aus dem Behälter trotzdem keine ra-dioaktiven Stoffe austreten, da die zweite Dichtung, die der ersten gleichwer-tig ist, die vollständige Dichtfunktion übernimmt. Eine defekte Deckelbarriere wird gemäß dem Reparaturkonzept instandgesetzt. Diese gesamten Prüfer-gebnisse wurden in dem Genehmigungsverfahren für den Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR® V/19 bestätigt.
Ein Behälter darf im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld nur eingelagert werden, wenn das Dichtheitskriterium für jede Deckelbarriere (Standard-Helium-Leckagerate: höchstens 10-8 • Pa m³/s) erfüllt wurde. Langzeittests mit Federkern-Metalldichtungen sowie die bisherigen Erfahrungen im Zwi-schenlagerbetrieb (zentrale Zwischenlager in Ahaus, Gorleben und Rube-now) lassen keine Anzeichen erkennen, dass die Dichtheit eines spezifikati-onsgerecht verschlossenen Behälters im Lagerzeitraum nachlässt.
Die Prüfung hat weiterhin ergeben, dass der Gasdruck im Behälterinnenraum auch nach einem 100%igen Hüllrohrversagen unter dem Ansprechdruck des Systems zur Überwachung der Behälterdichtheit liegt, so dass der sichere Einschluss des radioaktiven Inventars auch in diesem Fall sicher überwacht wird.
Der Behälter und die für die sichere Umschließung sicherheitstechnisch be-deutsamen Dichtungen bestehen ausschließlich aus Metallen. Eine mögliche Beeinträchtigung der Behälterintegrität durch Korrosion (Feuchtigkeit, chemi-sche Reaktionen) und durch Strahlung wurde ebenfalls geprüft. Danach kann eine Schädigung des Behälters, insbesondere eine Schädigung der Dichtun-gen, für den gesamten Zeitraum der Lagerung im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld ausgeschlossen werden.
2.5.5.3.3 Sicherheitsnachweis für die Behälter
Einwendung:Die erforderliche Schadensvorsorge sei nicht gegeben, da der Nachweis für die Stabilität und Sicherheit der Behälter nicht erbracht sei.
Die vorgesehenen Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR® seien nur rechnerisch geprüft, aber keinen praktischen Fall- und Brandtests ausge-setzt worden. Eine Verwendung von Finite-Elemente-Modellen sei bei derar-tigen komplexen Konstruktionen nur mit Einschränkungen möglich.
Die Lastannahmen für die Unfallabläufe (zum Beispiel Brand, Behälterab-sturz und FlugzeugabBehälterab-sturz auf den Behälter) seien unzureichend. Die Prü-fungen der CASTOR®-Behälter würden nicht den IAEA-Anforderungen ent-sprechen.
Behandlung:
Im Rahmen des vorliegenden Genehmigungsverfahrens wurde für die Behäl-ter der Nachweis der Erfüllung der sicherheitstechnischen Anforderungen sowohl für den bestimmungsgemäßen Betrieb als auch für anzunehmende Störfälle erbracht.
Die Behältersicherheit wird sowohl im Rahmen des verkehrsrechtlichen Zu-lassungsverfahrens als auch des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens gemäß dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Die sicherheits-technischen Anforderungen an einen Behälter leiten sich aus den Schutzzie-len des Standort-Zwischenlagers Grafenrheinfeld ab.
Im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren wurden eine eigenständige Störfallanalyse durchgeführt und die aus möglichen Störfällen resultierenden mechanischen und thermischen Belastungen für den Behälter analysiert.
Dabei wurden, sofern vergleichbare Anforderungen an die Behälter beste-hen, die Ergebnisse der im verkehrsrechtlichen Zulassungsverfahren durch-geführten Prüfungen mit berücksichtigt. Dies trifft auch auf den Nachweis der Stabilität und der Sicherheit der Behälter, insbesondere bei Handhabungs-störfällen, zu. Ebenfalls wurden Wärmeabfuhr, Kritikalitätssicherheit und die Möglichkeit von Freisetzungen unter den konkreten lagerspezifischen Rand-bedingungen sowohl für den bestimmungsgemäßen Betrieb als auch für mögliche Störfälle geprüft.
Die für die Einlagerung vorgesehenen Transport- und Lagerbehälter werden im Genehmigungsverfahren nach § 6 AtG zur Zwischenlagerung zugelassen und entsprechen zum Zeitpunkt der Einlagerung auch den Anforderungen an eine verkehrsrechtliche Zulassung als Typ B(U)-Verpackung. Damit wird das durch die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung für diese Bauart auszustellende Prüfzeugnis mit einbezogen, das erst nach umfangreichen, auf IAEA-Empfehlungen basierenden Prüfungen erstellt wird. Gemäß dieser IAEA-Empfehlungen können die Nachweise nicht nur durch Tests an Behäl-tern in Originalgröße, sondern auch durch Prüfungen an Modellen, die Be-zugnahme auf frühere ähnliche Nachweise oder nur durch Berechnungen, wie zum Beispiel Finite-Elemente-Modelle, erbracht werden. Auch eine Kom-bination dieser Methoden ist zulässig.
2.5.5.3.4 Überwachung der Behälter
Einwendung:Die Überwachung der Behälter im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld sei nicht ausreichend.
Bei der Überwachung der Behälter würde auf eine Redundanz als wesentli-ches Prinzip der Kerntechnik verzichtet. Mit Hilfe eines einzigen Messgerätes am Behälterdeckel werde die Behälterdichtheit überprüft.
Die Überwachung der Dichtheit würde nicht ununterbrochen erfolgen, zum Beispiel während der Behälterhandhabung oder bei Reparaturen, und so könnten Freisetzungen unbemerkt erfolgen. Darüber hinaus seien die Druck-schalter bisher nicht hinsichtlich der hohen Strahlung, der sie im Innern des Behälters ausgesetzt sind, getestet. Es werde deshalb bezweifelt, dass die Drucküberwachung über einen Zeitraum von 40 Jahren funktioniere.
Verschweißte Behälter seien nicht an das System zur Überwachung der Be-hälterdichtheit angeschlossen und damit nicht überwacht.
Behandlung:
Im Rahmen des Genehmigungsverfahrens wurde das System zur Überwa-chung der Behälterdichtheit eingehend geprüft.
Im Fall des Versagens einer einzelnen Dichtung wird durch die Drucküber-wachung des Sperrraumes zwischen Primärdeckel und Sekundärdeckel sig-nalisiert, dass eine Dichtung nicht mehr spezifikationsgerecht ist. Dies ge-schieht mittels eines eingebauten Druckschalters. Die Dichtheitsüberwa-chung erfolgt ständig. Das Signal wird bei Unterschreiten des Referenzdru-ckes im Sperrraum des Behälters zur Sicherungszentrale des Standort-Zwischenlagers Grafenrheinfeld geleitet und löst dort ein optisches und akus-tisches Signal aus.
Eine Doppelung des Druckschalters (Redundanz) ist nicht erforderlich, da ei-ne unbemerkte Freisetzung von radioaktiven Stoffen aus den Behältern erst dann erfolgen kann, wenn gleichzeitig eine Dichtung des Primärdeckels und des Sekundärdeckels sowie der Druckschalter funktionslos sind. Bereits ein gleichzeitiges Undichtwerden von zwei Dichtungen ist auf Grund der extrem geringen Wahrscheinlichkeit des Dichtheitsverlustes für jede der eingebauten Dichtungen praktisch ausgeschlossen. Darüber hinaus müsste noch der Druckschalter funktionslos sein. Diese Ereignishäufung ist nicht zu unterstel-len.
Bei Ansprechen des Druckschalters wird der Behälter in den Wartungsraum transportiert und gemäß dem Reparaturkonzept verfahren. Bei Reparaturar-beiten, die im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld durchgeführt werden, ist immer eine intakte Dichtbarriere vorhanden, die den sicheren Einschluss des radioaktiven Inventars gewährleistet.
Neue Behälterbauarten mit verschweißtem Deckel wurden im ersten Ge-nehmigungsschritt nicht beantragt und waren daher zum jetzigen Zeitpunkt noch nicht Gegenstand der Prüfung.
2.5.5.3.5 Nachweis der Langzeitsicherheit der Behälter
Einwendung:Die erforderliche Schadensvorsorge sei nicht gegeben, da die Behälter wäh-rend der Lagerzeit ihre Schutzfunktion verlieren würden.
Die Langzeitsicherheit der Behälter sei nicht gewährleistet, da die Behälter und die Metall- und Elastomerdichtungen durch Materialermüdung, Strah-lung, Wärmeeinwirkung und Korrosion geschädigt würden und damit ihre Funktion nicht mehr erfüllen könnten. Die Erfahrungen mit CASTOR® -Behältern würden sich nur über kurze Zeiträume erstrecken, so dass nicht klar sei, in welchem Zustand sich die Behälter nach 40 Jahren befänden und ob dann noch die Dichtheit garantiert sei.
Die Langzeitsicherheit sei auch nicht gewährleistet, da schon bei der Bela-dung eines Behälters die Dichtheitsprüfung mehrmals nicht bestanden wor-den sei.
Behandlung:
Es wurde in diesem Genehmigungsverfahren nachgewiesen, dass die si-cherheitstechnischen Anforderungen an die Langzeitsicherheit der Behälter für den genehmigten Zeitraum erfüllt sind.
Der Behälter und die für die sichere Umschließung sicherheitstechnisch be-deutsamen Dichtungen bestehen ausschließlich aus Metallen. Ein möglicher Einfluss durch Korrosion, durch Strahlung und Wärme wurde im Genehmi-gungsverfahren geprüft. Für die einzulagernden Behälter ist nachzuweisen, dass im Behälterinnenraum, im Sperrraum und in den Dichtungszwischen-räumen eine maximal zulässige Restfeuchte, bei der Korrosionsprozesse ausgeschlossen werden, sicher unterschritten wird. Hinsichtlich einer mögli-chen Versprödung des Materials ist nur die Neutronenstrahlung von Bedeu-tung. Die Neutronenfluenz im Behälter bleibt über den gesamten Zeitraum der Zwischenlagerung um mehrere Zehnerpotenzen unter dem Wert von 1018 Neutronen pro cm², ab dem erst eine nachweisbare Versprödung der Metalle auftreten kann. Das Dichtungssystem mit Metalldichtungen ist erprobt. Lang-zeittests und Erfahrungen aus dem Einsatz der Behälter bestätigen, dass ei-ne Schädigung der Dichtungen für den gesamten Zeitraum der Zwischenla-gerung ausgeschlossen werden kann.
2.5.5.3.6 Thermische Auslegung
Einwendung:Die hohe Wärmeleistung der Transport- und Lagerbehälter der Bauart CAS-TOR® führe zu unzulässigen Oberflächentemperaturen.
Die Wärmeleistungen von bis zu 50 kW, die über einen Zeitraum von 40 bis 50 Jahren nur leicht nachließen, würden Oberflächentemperaturen von bis zu 110 °C ergeben.
Behandlung:
Die zulässigen Oberflächentemperaturen der Behälter werden im bestim-mungsgemäßen Betrieb nicht überschritten.
Im vorliegenden Verfahren wurden Transport- und Lagerbehälter der Bauart CASTOR® V/19 mit einer maximalen Wärmeleistung von 39 kW geprüft und genehmigt. Für den Wärmenachweis wurde ausgehend von den im Behälter aufzubewahrenden Brennelementen die entstehende Zerfallswärme und ihre Abführung aus dem Behälter berechnet. Gemäß dieser thermischen Nach-weise treten an der Oberfläche und den Bauteilen der Behälter keine unzu-lässigen Temperaturen auf (siehe G.IV.2.2.3.1).
2.5.5.3.7 Auftreten von Emissionen
Einwendung:Die erforderliche Schadensvorsorge sei nicht gegeben, da unkontrollierte Emissionen vorkämen.
Eine Überwachung der radioaktiven Emissionen sowie diesbezügliche Not-rückhaltesysteme und Messeinrichtungen seien nicht vorgesehen.
Spaltgase in den Brennelementen würden früher oder später jede Barriere sprengen. Bei Versagen der Drucküberwachung könne Radioaktivität unbe-merkt in die Umwelt entweichen. Radioaktivität könne auch durch Risse im Behälter austreten, was auch durch die Drucküberwachung des Deckelsys-tems nicht erkannt werden könne.
Behandlung:
Das Auftreten unkontrollierter Emissionen ist ausgeschlossen.
Das Konzept der trockenen Zwischenlagerung beruht auf dickwandigen, technisch dichten Behältern; das heißt der sichere Einschluss des radioakti-ven Inradioakti-ventars wird allein durch den Behälter sichergestellt. Das Lagergebäu-de hat auslegungsgemäß keine Rückhaltefunktion zu erfüllen. Der Behälter verfügt über ein redundantes Doppeldeckeldichtsystem, so dass eine Frei-setzung von radioaktiven Stoffen nur bei einem gleichzeitigen Versagen bei-der Dichtbarrieren möglich wäre. Dies ist aber auszuschließen, da schon das Versagen einer Dichtung ein sehr unwahrscheinliches Einzelereignis dar-stellt.
Gemäß den „Technischen Annahmebedingungen“ sind zur Beladung nur Brennelemente zugelassen, die intakte Hüllrohre haben. Die Prüfung ergab, dass ein systematisches Versagen der Hüllrohre unter den Bedingungen ei-ner 40-jährigen Zwischenlagerung auszuschließen ist. Allein für die Sicher-heitsnachweise, zum Beispiel zur Strahlenexposition in der Umgebung, wur-de aus Konservativitätsgrünwur-den ein 100%-iges Hüllrohrversagen unterstellt.
Der technisch dichte Behälter mit den zwei Deckelbarrieren verhindert jedoch auch in diesem Fall eine Freisetzung in die Umgebung.
2.5.5.3.8 Reparaturkonzept
Einwendung:Das vorgesehene Reparaturkonzept gewährleiste nicht, dass der sichere Einschluss des Inventars unmittelbar wieder hergestellt werden könne. Bei notwendigen Reparaturen würde zusätzlich Radioaktivität freigesetzt.
Im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld gebe es keine Reparaturmög-lichkeit für undichte Behälter. Für Reparaturen und zur Umladung sei eine
„Heiße Zelle“ notwendig, die aber nicht vorgesehen sei. Undichte Behälter könnten wegen der extremen Strahlung nur schwer gehandhabt und repariert werden. Defekte Behälter sollten nicht zu entlegenen Reparaturstandorten
transportiert werden, um nicht unnötige Transportrisiken heraufzubeschwö-ren.
Behandlung:
Das Genehmigungsverfahren hat ergeben, dass das Reparaturkonzept im Standort-Zwischenlager Grafenrheinfeld den gesetzlichen Bestimmungen und den Anforderungen des Standes von Wissenschaft und Technik ent-spricht.
Das Versagen einer Dichtung des Doppeldeckeldichtsystems ist äußerst un-wahrscheinlich. Damit ist die Eintrittswahrscheinlichkeit für das gleichzeitige Versagen der Dichtungen noch geringer. Im Falle eines hypothetisch unter-stellten Einzelversagens einer einzelnen Dichtung des Doppeldeckeldichtsys-tems bleibt der Behälter dicht und es wird entsprechend dem Reparaturkon-zept verfahren.
Beim Versagen einer Dichtung des Sekundärdeckels wird diese in der Behäl-terwartungsstation des Standort-Zwischenlagers Grafenrheinfeld ausge-tauscht. Diese Reparatur ist auch unter Berücksichtigung der am Behälter vorherrschenden Ortsdosisleistung möglich. Im Falles des Versagens einer Dichtung des Primärdeckels wird das Doppeldeckeldichtsystem durch Auf-schweißen eines Fügedeckels wiederhergestellt. Sowohl für diese Repara-turarbeiten als auch für Wartungsarbeiten wird keine „Heiße Zelle“ benötigt.
Alternativ zum Aufschweißen des Fügedeckels kann der Behälter mit nur ei-ner dichten Barriere in den Reaktorblock des Kernkraftwerkes Grafenrhein-feld transportiert werden, in der eine Reparatur am Primärdeckelsystem aus-geführt werden kann.
Risse oder andere Beschädigungen am Behälter selbst können auf Grund der Konstruktion des Behälters sowie der während des gesamten Herstel-lungsprozesses sicherzustellenden Qualitätssicherungsmaßnahmen, die auf-sichtlich überwacht werden, ausgeschlossen werden. Reparaturen solcher Beschädigungen sind deshalb nicht vorgesehen.
Der Transport des Behälters zu einer anderen kerntechnischen Anlage ist im Rahmen des Reparaturkonzeptes nicht beantragt und nicht Gegenstand die-ser Genehmigung.
Bei Reparaturarbeiten in der Behälterwartungsstation des Standort-Zwischenlagers Grafenrheinfeld ist immer eine intakte Dichtbarriere vorhan-den, die den sicheren Einschluss des radioaktiven Inventars gewährleistet.
Radioaktive Ableitungen treten somit nicht auf.