Zur Beantwortung der TFS-Frage 113 „Brand Transport, HAA, SMA und Kombilager in der Oberflächenanlage“ verweist das ENSI in einem ersten Schritt auf die Rahmenbedingungen zum Umgang mit Störfällen und Szenarien in der Schweiz. Da die Fragestellung auf den TFS-Fragen 111 und 112 basiert, wird in dieser Antwort nochmals auf die vorliegenden Ereignisabläufe eingegangen. Für diese Fragestellung wird eine für einen Transport charakteristische Menge an radioaktiven Abfällen für die Beantwortung dieser Frage berücksichtigt.

Die Berechnung der in der Fragestellung (Fragestellung 112) geforderten radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarte) sind sehr komplex und benötigen viele Detailinformationen wie z. B. Quellterm, Wetterverlauf, Topographie oder die zu betrachtende Oberflächenanlage, welche im aktuellen Projektstatus nicht vorliegen. Aus diesen Gründen wird das ENSI im Rahmen der Beantwortung dieser Frage keine radiologischen Ausbreitungsrechnungen durchführen. Auf einen entsprechenden Vergleich von radiologischen Ausbreitungsrechnungen mit der aus dem Kernkraftwerk Fukushima freigesetzten Menge wird ebenfalls verzichtet.

Um den Informationsbedarf bezüglich der vorliegenden Fragestellung nachzukommen, wird in einem ersten Schritt die Beladung von BE-, HAA- und SMA-Transportbehälter beschrieben und quantifiziert. Anschliessend wird das Transport- und Barrierenkonzept in der Schweiz erläutert. Transportverpackungen für radioaktive Abfälle werden nach Aktivitätsmenge im Transportgut in zwei Kategorien (prüfpflichtige und zulassungspflichtige Verpackungen) eingeteilt. Die Anforderungen an die zulassungspflichtigen Transportstücke, insbesondere jene für HAA-Abfälle und Brennelemente sind dabei sehr hoch. So müssen diese zum Beispiel verschiedene Fall-, Brand- und Tauchtests bestehen, bevor sie eingesetzt werden können.

Einleitung

Die TFS-Frage 113 „Brand Transport, HAA, SMA und Kombilager“ ist eine von zehn Fragen (TFS-Fragen 111 bis 120) desselben Fragestellers, welche losgelöst von jeglichen Eintretenswahrscheinlichkeiten, verschiedene theoretische Extrem-Ereignisse im Zusammenhang mit geologischen Tiefenlagern und Oberflächenanlagen beim TFS eingereicht wurden. Gemäss vorliegenden Informationen erhofft sich der Fragesteller ein „vertieftes Verständnis der Gefährlichkeit radioaktiver Abfälle sowie ein Vergleich mit ähnlichen Ereignissen“ damit „die Wirksamkeit der diversen Schutzmassnahmen im Normalbetrieb bzw. im Ereignisfall zuverlässiger beurteilt werden können“.

Die Beantwortung der TFS-Fragen 111 bis 120 erfolgt unter den Rahmenbedingungen zum Umgang mit Störfällen und Szenarien in der Schweiz, d. h. die gesetzlichen Vorgaben für Störfallanalysen (Umgang mit Auslegungsstörfällen und auslegungsüberschreitenden Störfällen) für Kernanlagen sowie der Umgang mit übergeordneten Szenarien auf Ebene Bund durch KomABC (Eidgenössische Kommission für ABC-Schutz) und Bundesstab ABCN. Diese werden in der Antwort zur TFS-Frage 111 ausführlich erläutert.

Die TFS-Frage 113 „Brand Transport HAA, SMA und Kombilager“ steht in engem Zusammenhang mit den TFS-Fragen 112 „Brand in der Oberflächenanlage“ und 115 „Brand im geologischen Tiefenlager“ vom selben Fragesteller.

Das ENSI beantwortet die eingereichten Fragen grundsätzlich basierend auf wissenschaftlich-technischen Fakten unter Einbezug

• physikalisch-chemischer Stoffeigenschaften (d. h. dem Schadstoffpotential: Welche radioaktiven Stoffe liegen in welchen Mengen und in welcher Form (fest, flüssig, gasförmig, brennbar, nicht brennbar) vor);
• möglicher Expositionspfade (Szenarien);
• der entsprechenden Eintrittswahrscheinlichkeiten (d. h. mögliche Ereignisabläufe, in Kenntnis der vorherrschenden Randbedingungen wie z. B. Auslegung der Anlage, Inventar, Betriebsprozesse); sowie
• der Einwirkungen auf die Schutzziele (Mensch und Umwelt, z. B. Strahlenexposition mit nennenswerter Dosis).

Dies erfolgt ähnlich wie bei Risikobetrachtungen in anderen Bereichen z. B. die Beurteilung des Gefährdungspotentials von Altlasten durch die Kantone, welche das Schadstoffpotenzial, das Freisetzungspotenzial und die Exposition und Bedeutung von Schutzgütern berücksichtigt.

Der Fragesteller wünscht mit der TFS-Frage 113 die Wiederholung der Berechnungen der Fragestellung 111 „Versagen der Abschirmung der OFA“ und 112 „Brand in der Oberflächenanlage“ für unterschiedliche Mengen radioaktiven Materials. Aus dem Dialog mit dem Fragesteller ergab sich, dass die Berücksichtigung einer für einen Transport charakteristischen Menge für die Beantwortung dieser Frage als zielführend angesehen wird.

Im Zusammenhang mit der Beantwortung der vorliegenden Frage wird ebenfalls auf die Teilantwort b des ENSI zur Frage 84: Analyse der Risiken der Betriebsphase bis zum Verschluss (Teilantwort b) verwiesen.

Wie bereits in den Antworten zur TFS-Frage 111 „Versagen der Abschirmung der OFA“ erläutert, erachtet das ENSI das plötzliche Wegfallen jeglicher technischer Barrieren und das Freilegen der gesamten Menge an Brennelementen als physikalisch nicht möglich und nicht nachvollziehbar (siehe dazu auch die Anforderungen in TFS-Frage 79 „Gefahren Betriebsphase“). Im Folgenden wird zuerst konkret Bezug auf die Fragestellung genommen. Wie bereits in der Beantwortung der TFS-Fragen 111 und 112 erläutert das ENSI, weshalb es nicht auf die Berechnung der Falloutkarten und auf vergleichende Betrachtungen zwischen OFA- oder Transport-Unfällen und dem Unfall in Fukushima eingeht. Dieser Entscheid wir vorab in den nächsten zwei Abschnitten ausführlich begründet. Da das ENSI der objektiven Information der Öffentlichkeit verpflichtet ist, ergänzt es die Antwort mit Erläuterung im Zusammenhang mit dem Transport- und Barrierenkonzept.

• Falloutkarten

  Die Berechnung von radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarten) bildet ein wichtiges Instrument für die Planung und Vorbereitung von Schutzmassnahmen für die Bevölkerung. Diese werden basierend auf realistischen und qualifizierten Szenarien für den Ernstfall als Vorsorge bei Unfällen in Kernanlagen erstellt. Die Resultate von Ausbreitungsrechnungen hängen von vielen Faktoren wie z. B. Quellterm, Wetterlage, Wetterverlauf oder Topografie ab. Im Rahmen seiner Tätigkeit führt das ENSI entsprechende Berechnungen unter Berücksichtigung aller Faktoren zur Vorbereitung des Notfallschutzes durch und stellt diese den verantwortlichen Behörden zur Verfügung. Deren Publikation obliegt den zuständigen Behörden. Das ENSI erachtet es als nicht zielführend, bzw. nicht möglich, belastbare radiologische Ausbreitungsrechnungen ohne standortspezifische und anlagenspezifische Angaben durchzuführen. Entsprechend wäre die Aussagekraft solcher Berechnungen gering und aus Sicht des ENSI nicht zielführend. Eine Veröffentlichung könnte sogar, falls sich im Nachhinein niemand mehr an die unrealistischen Randbedingungen erinnert, zur unnötigen Verunsicherung der Bevölkerung führen. Im Rahmen des Bewilligungsverfahrens für ein geologisches Tiefenlager wir das ENSI jedoch auslegungs- und auslegungsüberschreitende Störfalle analysieren.

• Vergleich mit Fukushima

  Die Berechnung von radiologischen Ausbreitungsrechnungen (nukleare Falloutkarten) hängt von vielen Faktoren wie z. B. Quellterm, Wetterlage, Wetterverlauf oder Topografie ab. Im Rahmen seiner Tätigkeit führt das ENSI entsprechend komplexe Berechnungen unter Berücksichtigung aller Faktoren zur Vorbereitung des Notfallschutzes durch und stellt diese den verantwortlichen Behörden zur Verfügung. Das ENSI verzichtet aus nachfolgenden Gründen auf die Berechnung eines Vergleichs zwischen den hypothetischen Freisetzungen von Radioaktivität aus einer Oberflächenanlage, einem geologischen Tiefenlager oder einem Transportbehälter mit der im Kernkraftwerk Fukushima freigesetzten Menge in Form von Falloutkarten:

  • Die unterschiedlichen Mengen an Inventar und verschiedenen flüchtigen Radionukliden.
  • In Transport- und Lagerbehältern wird viel weniger Zerfallsenergie freigesetzt, die in Form von Wärme an die Luft abgegeben wird. Entsprechend reduziert sich auch das Gefährdungspotential.
  • Transport- und Lagerbehälter werden bereits heute im ZWILAG passiv mit Luft gekühlt, d. h. es ist keine aktive Wasserkühlung notwendig.
  • Die Möglichkeit einer Kettenreaktion kann in einer OFA durch technische und administrative Massnahmen ausgeschlossen werden.
  • Es werden nur feste radioaktive Abfälle zur OFA angeliefert.
  • Das Notfallschutzkonzept muss im Rahmen der Baubewilligung vorliegen (zum Thema Notfallschutzvorsorge siehe auch TFS-Antwort zu TFS-Frage 90).
  • Schlussendlich ist die Publikation einer Freisetzungskarte für Japan auf Basis einer hypothetischen Freisetzung von radioaktiven Stoffen aus dem Schweizer Programm nicht angebracht.

  Der Notfallschutz ist in der Schweiz in der „Verordnung über den Notfallschutz in der Umgebung der Kernanlagen“ (SR732.33) seit langem geregelt. Im Rahmen von „IDA NOMEX“ wurde nach den Erkenntnissen aus einer Naturkatastrophe in Japan Anpassungen vorgenommen, wobei die vom ENSI entwickelten Referenzszenarien als Grundlage dienten. Für die vorsorgliche Evakuierung der gefährdeten Bevölkerung und für die Verkehrsführung im Ereignisfall haben die Kantone auf der Basis von Richtlinien des Bundesamts für Bevölkerungsschutz Konzepte in Händen. Das ENSI wird im Ereignisfall ausgehend vom Quellterm am Ort der Freisetzung, den meteorologischen Vorhersagen und der Landestopologie ein Dosisprofil erstellen und aktuell halten. Im Fall eines Ereignisses in der Oberflächenanlage zu einem Tiefenlager ist wegen der Beschaffenheit der Abfälle, den vergleichsweise geringen Temperaturen und dem Rückhaltevermögen der Gebäude mit geringen oder sehr geringen Quelltermen zu rechnen, so dass nur einfache Massnahmen zum Schutz der Bevölkerung notwendig sein werden.

  Das ENSI erachtet es nicht als zielführend, mittels japanischer Evakuationsrichtlinien auf ein nicht passendes, hypothetisches Szenario in der Schweiz einen Evakuierungsperimeter darzustellen.

Radioaktivität in Becquerel

1. Hinsichtlich HAA-Transporten gilt: Gemäss gefahrgutrechtlicher Zulassung des Herstellerlands beträgt die maximal zulässige Menge an radioaktivem Material für einen HAA-Transportbehälter (verglaste hochaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung) 1270×10¹⁵ Bq. Erfahrungen zeigen, dass diese maximale Beladung in der Schweiz deutlich unterschritten wird. Aktuelle Beladungen liegen unter 400×10¹⁵ Bq je Behälter. Hinsichtlich Brennelement (BE)-Transporten gilt: Gemäss gefahrgutrechtlicher Zulassung des Herstellerlands beträgt die maximal zulässige Menge an radioaktivem Material für Druckwasser-BE 2555×10¹⁵ Bq und für Siedewasser-BE 2909×10¹⁵ Bq je Behälter. Aktuell werden in der Schweiz die Transportbehälter je nach Brennelementtyp üblicherweise mit 37 (Druckwasser) bzw. 69 Brennelementen (Siedewasser) beladen, was nach mehrjähriger Abkühlzeit einer Aktivität zwischen rund 200 und 250×10¹⁵ Bq entspricht. Aufgrund der Aktivität handelt es sich bei den HAA- und BE-Transportbehältern um sogenannte zulassungspflichtige Verpackungen (siehe Definition weiter unten).

2. Aufgrund der grossen Unterschiede bei der Radionuklid-Zusammensetzung von SMA-Abfällen variiert die Radioaktivität von SMA-Transporten. Die ermittelten Aktivitätswerte werden nuklidbezogen nach gesetzlichen Vorgaben gewichtet und daraufhin die geeignete Verpackung ausgewählt. Für gewöhnlich bleiben die SMA-Abfälle unterhalb der gesetzlichen Grenze für zulassungspflichtige Verpackungen, so dass sogenannte prüfpflichtige Verpackungen zum Einsatz kommen.

Aufgenommene Dosis und Einfluss auf eine Person

In der Antwort zur TFS-Frage 111 wird das Gefährdungspotential hochaktiver Abfälle anhand eines hypothetischen Rechenbeispiels eines abgebrannten Brennelements ohne irgendwelche Schutzmassnahmen am Beispiel der verursachten Direktstrahlung erläutert. Das hypothetische Rechenbeispiel zeigt die Direktstrahlung (präziser: Gamma-Ortsdosisleistung) eines Brennelements, welche nach dem Betrieb in einem KKW typischerweise 40 Jahre abgeklungen ist.

Im Rahmen der Beantwortung der TFS-Frage 113 erstellt das ENSI keine weiteren Berechnungen, sondern verweist auf die in TFS-Frage 111 gezeigten Ortsdosisleistungen für ein Brennelement und die durch diese verursachte Direktstrahlung auf eine Person. An dieser Stelle betont das ENSI nochmals, dass ein solches Szenario physikalisch nicht möglich und nicht nachvollziehbar ist (siehe dazu auch Anforderungen in TFS-Frage 79 „Gefahren Betriebsphase“).

Die Beladung eines Transportbehälters mit Brennelementen kann stark variieren. So können z. B.Transportbehälter mit einer grösseren Anzahl von Brennelementen aus Siedewasserreaktoren beladen werden als mit jenen aus Druckwasserreaktoren. Die Anzahl wird u. a. durch gesetzlich festgelegte Grenzwerte für die Dosisleistung und die gewichtete Aktivität sowie durch das Wärmeabfuhrvermögen des Behälters bestimmt. Weiterhin sind Limitierungen für die Aussenabmessungen und das Gesamtgewicht auslegungsbestimmend.

Transportbehälter für SMA-Abfälle gelten in der Regel als prüfpflichtige Verpackungen, für welche eine maximal zulässige Aktivität von beispielsweise 400×10⁹ Bq für ⁶⁰Co vorgegeben ist. Diesen festgelegten Aktivitätsgrenzen liegen Dosisleistungen zugrunde, die bei einer Freisetzung des Inhalts noch keine gesundheitlichen Beeinträchtigungen bewirken.

Allgemeine Bemerkungen zum Transport- und Barrierenkonzept in der Schweiz

Der Störfall „Brand“ gehört für alle Kernanlagen, also auch für Zwischenlager und geologische Tiefenlager – einschliesslich deren Empfangsanlagen – zu den sogenannten Auslegungsstörfällen, deren Beherrschung Voraussetzung für die Erteilung einer Bau- und Betriebsbewilligung ist. Bei den Brandanalysen werden bestimmte Annahmen hinsichtlich der eintretenden Störfälle gemacht. Diese betreffen z. B. die mechanischen Einwirkungen vor dem Brand, die Branddauer und die Brandtemperatur. Was in den betreffenden Anlagen abläuft, wenn diese Annahmen doch einmal überschritten werden sollten, wurde in den sogenannten Stresstests vergleichbarer Anlagentypen in Deutschland untersucht. Dabei zeigte sich, dass auch bei den auslegungsüberschreitenden Brandszenarien erhebliche Sicherheitsreserven bestehen und speziell auch aus den Behälterlagern für hochaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente – auch bei deutlich längeren Branddauern – nicht mit einem unmittelbaren Versagen der Lagerbehälter zu rechnen ist (siehe Antwort zu TFS-Frage 112).

Im Weiteren soll hier auf die Sicherheit beim Transport radioaktiver Stoffe eingegangen werden.

Transportverpackungen für radioaktive Abfälle werden grundsätzlich in zwei Kategorien eingeteilt:

• Sogenannte prüfpflichtige Verpackungen halten den Belastungen bei der normalen Handhabung stand. Dies schliesst auch kleinere Unfälle, z. B. das Herabfallen beim Beladen eines LKWs ein. Der zulässige Inhalt dieser Versandstücke ist aber so begrenzt, dass selbst wenn ihr gesamter Inhalt auf einmal freigesetzt würde, daraus keine unzulässigen Strahlenexpositionen für die Bevölkerung resultierten.
• Sogenannte zulassungspflichtige Verpackungen werden immer dann benötigt, wenn die Aktivitätsmenge im Transportgut die Grenzen für die vorgenannten prüfpflichtigen Versandstücke überschritten wird. Für diese störfallfesten Verpackungen gelten weltweit harmonisierte Anforderungen. Erst wenn deren Einhaltung rechnerisch und mittels realer Belastungstests nachgewiesen ist, erteilt die zuständige (nationale) Behörde einen entsprechenden Zulassungsschein. Derartige Zulassungen sind auf maximal 10 Jahre befristet. Bei Behältern, in denen spaltbare Stoffe befördert werden dürfen, müssen diese Zulassungen darüber hinaus in jedem Land, in dem der Behälter eingesetzt werden soll, durch die entsprechende Länderbehörde anerkannt werden.

Die Anforderungen an zulassungspflichtige Versandstücke sind wie folgt:

1. Absturz aus 9 m Höhe auf ein unnachgiebiges Fundament in der für den Behälter ungünstigsten Position; der Behälter ist dabei auf -40 °C abgekühlt;
2. Fall aus 1 m Höhe auf eine Stahlspitze (sogenannter Dorntest);
3. Brandtest bei 800 °C während mindestens 30 Minuten;
4. Wassertauchprüfung in 200 m Wassertiefe.

Nach sequentieller Durchführung aller vier Tests muss ein störfallsicherer Behälter nach wie vor dicht sein und darf keine nennenswerte Aktivität freisetzen.

Folgende Links verweisen auf Videos solcher Tests:

• http://www.gns.de/language=de/24010/falltests
• http://www.gns.de/language=de/24012/feuertests
• http://www.gns.de/language=de/24008/explosionstest
• http://www.gns.de/language=de/24014/simulation-flugzeugabsturz

Die bisher beschriebenen Anforderungen ergeben sich aus den international harmonisierten Transportbestimmungen. Im Fall der sogenannten T/L-Behälter für Transport und Zwischenlagerung abgebrannter Brennelemente und hochaktiver Abfälle resultieren noch zusätzliche, ergänzende Anforderungen, die in der Richtlinie ENSI-G05 festgelegt sind. Darin wird gefordert, dass diese Behälter auch nach einem Flugzeugabsturz alle Schutzziele einhalten. Zur Verifizierung der für alle entsprechenden Behälter eigereichten und umfangreichen rechnerischen Nachweise fordert das ENSI bei grundsätzlich neuartigen Behältern immer eine Prüfung durch reale Versuche. Unabhängig von der Grösse des auftreffenden Flugzeugs erfolgt die grösstmögliche Belastung eines typischen T/L-Behälters immer durch das Auftreffen seitlich auf den Deckelbereich des Behälters. Dies schliesst auch das Auftreffen speziell gehärteter und massiver Flugzeugteile, wie etwa eine Triebwerkswelle, ein. Genau dieser Fall wird durch Beschussversuche von Behälterprüfmustern mit entsprechenden Projektilen simuliert. Aus Gründen der praktischen Versuchsdurchführung werden diese Versuche üblicherweise im Massstab 1:3 oder 1:4 verkleinert durchgeführt. Die Beschleunigung der dann immer noch ca. 300 kg schweren Projektile auf die Zielgeschwindigkeit von fast 800 km/h stösst auch an die Grenzen der weltweit grössten Testanlagen für solche Zwecke. Gerade erst in jüngster Zeit wurden derartige Versuche für zwei Behälterbauarten erfolgreich durchgeführt, welche sich noch im laufenden Zulassungsverfahren beim ENSI befinden. Die Videoaufnahme von einem dieser Versuche bei HOLTEC International finden Sie hier: https://holtecinternational.com/news/videos/aircraft-crash-test-on-a-scaled-model-of-a-hi-star-180-transportstorage-cask-2/

Im Gegensatz zu den probabilistischen Sicherheitsanalysen für die Kernkraftwerke, bei denen unter Berücksichtigung des Zusammenwirkens unterschiedlicher Sicherheitsfunktionen, die Wahrscheinlichkeit eines Versagens ermittelt wird, wird für den Transport radioaktiver Stoffe ein deterministisches Sicherheitskonzept verfolgt. Hierbei werden unabhängig von der Wahrscheinlichkeit des Eintretens sehr hohe Belastungen unterstellt, für die das Einhalten aller relevanten Sicherheitskriterien nachgewiesen werden muss.

Aktuelle Beispiele zeigen, dass die Projektlaufzeit vom Design eines konstruktiv neuen T/L-Behälters über dessen Bauartprüfung, die Zulassung, die Fertigung bis zum erstmaligen Einsatz mit sieben bis zehn Jahren eine Dauer erreicht, wie man sie auch für neue Kernanlagen einplanen muss. Einen ganz wesentlichen Anteil an dieser langen Zeit haben die umfangreichen Sicherheitsanalysen und die experimentellen Nachweise, die von den zuständigen Behörden gefordert werden.

Kommentierung durch Fragesteller und weiterführende Fragen

Die Beantwortung der Fragen durch das ENSI basierend auf wissenschaftlich-technischen Fakten beinhaltete Prüfung und Kommentierung der Szenarien sowie hypothetische Rechenbeispiele und detailliertere Berechnungen. Im Rahmen der Kommentierung der Antworten zu den TFS-Fragen 111 bis 120 hat der Fragesteller festgehalten, dass mit den vorliegenden Antworten seine übergeordneten Fragen nach dem theoretischen Gefährdungspotential nicht oder nur teilweise beantwortet wurden. Entsprechend hat er im Rahmen der Rückmeldung fünf ergänzende  Fragen (TFS-Frage 138 bis 142), losgelöst von Szenarien, eingereicht.

Im Zusammenhang mit der Frage 113 wird an dieser Stelle auf folgende ergänzenden Fragen verwiesen:

• TFS-Frage 138 „Radioaktives Inventar“
• TFS-Frage 139 „Ortsdosisleistung des radioaktiven Inventars“
• TFS-Frage 140 „Theoretisches Gedankenexperiment zur Ortsdosisleistung des radioaktiven Inventars“