umwelt-online: BAM-GGR 007 Leitlinie zur Verwendung von Gußeisen mit Kugelgraphit für Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe (1)

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1 Vorbemerkungen

Diese Leitlinie beschreibt grundsätzliche Gesichtspunkte, die bei der Verwendung von Gusseisen mit Kugelgraphit für Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe Beachtung finden sollten.

Die Eigenschaften von Gusseisen mit Kugelgraphit sind in der Norm [1] für eine Reihe von Formen mit unterschiedlichen Werkstoffbezeichnungen festgelegt. Die Anforderungen an den bisher für Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe verwendeten Werkstoff gehen jedoch über die Norm hinaus und werden daher in besonderen Werkstoffspezifikationen der jeweiligen Verwender festgelegt.

Ausgehend vom Basisgutachten [2] der BAM aus dem Jahre 1985, das bisher die primäre Grundlage für die Verwendung von Gusseisen mit Kugelgraphit für Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe bildet, werden in dieser Leitlinie die Kriterien für die Auslegung dieser Behälter gegen Betriebs- und Unfallbeanspruchungen und die sich daraus ergebenden Anforderungen an den Nachweis der Sicherheiten gegen duktiles und sprödes Versagen von Behälterkomponenten beschrieben. Die Leitlinie berücksichtigt die Fortentwicklung des Werkstoffs sowie der Methoden zur Bewertung seines mechanischen Verhaltens in dem Zeitraum nach der Erstellung des Basisgutachtens. Inhalt dieser Leitlinie sind Empfehlungen, die bei der Fortentwicklung der im Rahmen verkehrsrechtlicher und atomrechtlicher Zulassungsverfahren für Transport- und Lagerbehälter anzuwendenden sicherheitstechnischen Nachweismethoden beachtet werden sollten.

Bestandteil der Leitlinie sind außerdem die sich aus dem Gegenstand der sicherheitstechnischen Nachweisführung ergebenden werkstoffspezifischen Anforderungen sowie die qualitätssichernden Maßnahmen für die Behälterherstellung bei der Verwendung von Gusseisen mit Kugelgraphit. Die diesbezüglichen Vorgaben der Leitlinie sollten bei der Erarbeitung und Revision von Werkstoffspezifikationen für Gusseisen mit Kugelgraphit berücksichtigt werden.

Diese Leitlinie wurde federführend erstellt von der Fachgruppe III.3 "Sicherheit von Transport- und Lagerbehältern" unter fachlicher Beratung durch die Fachgruppen V.2 "Werkstoffmechanik" und V.3 "Betriebsfestigkeit und Bauteilsicherheit" der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung.

2 Zusammenfassung der bisherigen Entwicklung

Die Beförderung und Lagerung radioaktiver Stoffe aus Versuchs- und Leistungskernkraftwerken ist seit vielen Jahren Stand der Technik und erfolgt entsprechend den nationalen und internationalen Vorschriften des Verkehrsrechts auf der Basis der Empfehlungen der IAEa [3] sowie des deutschen Atomrechts [4, 5]. Die hierfür verwendeten Transport- und Lagerbehälter haben Schutzfunktionen im Hinblick auf die Verhinderung bzw. Begrenzung der Freisetzung von Radionukliden aus Versandstücken, auf die Abschirmung der Gamma- und Neutronenstrahlung sowie auf die Verhinderung nuklearer Kettenreaktionen unter Bedingungen zu erfüllen, die durch die mit den Behältern durchzuführenden mechanischen Prüfungen beschrieben werden.

Im Zusammenhang mit der in der Bundesrepublik Deutschland Mitte der 70er Jahre geführten Diskussion über das Entsorgungskonzept für Kernkraftwerke wurde als weitere Möglichkeit neben der Entsorgung von bestrahlten Brennelementen in ausländischen Wiederaufarbeitungsanlagen die mittelfristige trockene Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente in Transportbehälterlagern entwickelt [6, 7]. Dieses Konzept wurde nach Prüfung und Beratung in den Gremien des Bundesinnen- bzw. des Bundesumweltministeriums Bestandteil des Entsorgungskonzeptes der Bundesregierung [8] und inzwischen durch die Inbetriebnahme der Transportbehälterzwischenlager in Jülich, Ahaus, Gorleben und Lubmin realisiert. Zukünftig wird die standortnahe Zwischenlagerung an den deutschen Kernkraftwerken an Bedeutung gewinnen. Die Zwischenlagerung der bestrahlten Brennelemente erfolgt dabei über einen Zeitraum von bis zu 40 Jahren in zahlreichen Behältern innerhalb eines Lagergebäudes, wobei die wesentlichen Schutzfunktionen (Dichtheit, Abschirmung, nukleare Sicherheit) von den Behältern übernommen werden, die hierzu keinerlei aktive Bauelemente benötigen, d. h. ein inhärent sicheres System bilden. Die Abfuhr der Nachzerfallswärme erfolgt ausschließlich über Wärmestrahlung und natürliche Konvektion. Für diese Behälter ist eine Mindestqualifikation als "Typ B - Versandstückmuster -" im Sinn des Verkehrsrechtes einzuhalten; weitere Anforderungen wie z.B. die Langzeiteignung aller Bauelemente und die permanente Überwachung der Dichtheit sind für die sichere Zwischenlagerung erforderlich [9].