Endlagerauslegung und -optimierung, Bericht zum ... - PTKA - KIT
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ei konnte festgestellt werden, dass mit konventioneller Technik sowohl eine Rückholung<br />
von POLLUX ® -Behältern, von Transport- <strong>und</strong> Lagerbehältern als auch von in verrohrten<br />
Bohrungen eingelagerten Kokillen machbar erscheint. Für die Rückholung von<br />
POLLUX ® -Behältern <strong>und</strong> Brennstabkokillen kann auf bereits erprobte Techniken zurückgegriffen<br />
werden. Für die Rückholung von Transport- <strong>und</strong> Lagerbehältern sind weitere<br />
Entwicklungsarbeiten erforderlich. In jedem Fall sind Demonstrationsversuche unter<br />
Tage erforderlich. Im Hinblick auf die dafür notwendige Streckenauffahrung der<br />
Rückholungsstrecken sind die thermischen Anforderungen für die Bohrlochlagerung<br />
(Variante C) geringer als bei der Streckenlagerung. Von der Forderung nach Rückholung<br />
ausgenommen sind nach Kapitel 1 der BMU-Sicherheitsanforderungen die im<br />
Westflügel optional eingelagerten Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung.<br />
In den Sicherheitsanforderungen des BMU wird als Bergung „die Rückholung radioaktiver<br />
Abfälle aus dem Endlager als Notfallmaßnahme“ bezeichnet. Für die Bergung der<br />
Abfallbehälter aus dem stillgelegten Endlager ist ein neues Bergwerk zu errichten. Die<br />
Machbarkeit wurde in /ENG 95/ für eingelagerte POLLUX ® -Behälter beschrieben. Für<br />
die Transport- <strong>und</strong> Lagerbehälter gilt diese Aussage sinngemäß. Für die Variante C gilt<br />
die Anforderung, dass die Abfallbehälter über den betrachteten Zeitraum von bis zu<br />
500 Jahren nach Betriebsende formstabil bleiben <strong>und</strong> ihre mechanische Stabilität uneingeschränkt<br />
gewährleistet ist. Das Ziehen der rückholbaren Kokillen aus der Verrohrung<br />
<strong>und</strong> die Transportvorgänge unter <strong>und</strong> über Tage dürfen nicht zu einer Beschädigung<br />
der Kokillen führen, aus der radiologische Konsequenzen entstehen.<br />
Als weiterer Arbeitsschritt im Rahmen der <strong>Endlagerauslegung</strong> wurde der Ausschluss<br />
der Kritikalität von direkt endgelagerten, ausgedienten Brennelementen aus Druck- <strong>und</strong><br />
Siedewasserreaktoren (DWR, SWR) sowie Forschungs- <strong>und</strong> Prototypreaktoren untersucht.<br />
Als Ergebnis lässt sich festhalten, dass nach gegenwärtigem Ermessen die Bildung<br />
einer sich selbst erhaltenden Kettenreaktion in einem Endlager in einem chloridbasiertem<br />
Salzgestein auf Basis des Nuklidinventars eines einzelnen<br />
Endlagerbehälters der Typen BSK-3, POLLUX ® -10 sowie bei der direkten Endlagerung<br />
von Transport- <strong>und</strong> Zwischenlagerbehältern Typ CASTOR ® mit ausgedienten LWR-<br />
Brennstoffen ausgeschlossen ist. Eine wesentliche Randbedingung für die Nachweisführung<br />
ist dabei die Berücksichtigung der Neutronen absorbierenden Wirkung des<br />
Nuklids 35 Cl. Wie die Rechenergebnisse für die gewählten Betrachtungsfälle zeigten,<br />
wird durch die Neutronen absorbierende Wirkung des Nuklids 35 Cl, das in hoher Konzentration<br />
in einer gesättigten Chloridsalzlösung vorliegt, ein stark reaktivitätsmindernder<br />
Effekt im Vergleich zu reinem Wasser erreicht. Eine Berücksichtigung des Ab-<br />
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