Sicherheitstechnische Regel des KTA

KTA 3604

Lagerung, Handhabung und innerbetrieblicher Transport radioaktiver Stoffe (mit Ausnahme von Brennelementen) in Kernkraftwerken

Fassung 2019-11

Vorbemerkung Der Kerntechnische Ausschuss (KTA) beabsichtigt, die zurzeit in der Fassung 2005-11 vorliegende Regel KTA 3604 zu ändern. Der Entwurf dieser Änderung wird hiermit der Öffentlichkeit zur Prüfung und Stellungnahme vorgelegt, damit er erforderlichenfalls verbessert werden kann. Es wird darauf hingewiesen, dass die endgültige Fassung von dem vorliegenden Entwurf abweichen kann.

Änderungsvorschläge sind innerhalb einer Frist von drei Monaten, beginnend am 1. Januar 2020,

entweder per E-Mail (kta-gs@bfe.bund.de) oder schriftlich (G2 KTA-GS beim BfE, Willy-Brandt-Str. 5, 38226 Salzgitter) bei der Geschäftsstelle des Kerntechnischen Ausschusses beim Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit einzureichen.

Frühere Fassungen der Regel: 1983-06 (BAnz-Nr. 194a vom 14. Oktober 1983) 2005-11 (BAnz-Nr. 101 a vom 31. Mai 2006)

Änderungsentwurf

Inhalt

Seite

Grundlagen ..................................................................................................................................................... 3

1 Anwendungsbereich ................................................................................................................................ 3

3 Handhabung und Lagerung von festen zur Entsorgung vorgesehenen radioaktiven Stoffen .................. 4

3.1 Sammeln ................................................................................................................................................. 4

3.2 Stauraum für feste radioaktive Abfälle ..................................................................................................... 4

3.3 Behandeln ............................................................................................................................................... 5

3.4 Lagern ..................................................................................................................................................... 5

4 Handhabung und Lagerung von zur Entsorgung vorgesehenen flüssigen radioaktiven Stoffen .............. 6

4.1 Sammeln ................................................................................................................................................. 6

4.2 Sammel- und Lagerbehälter .................................................................................................................... 6

4.3 Armaturen, Pumpen und Rohrleitungen .................................................................................................. 7

4.4 Behälterräume ......................................................................................................................................... 7

4.5 Behandeln ............................................................................................................................................... 8

5 Handhabung und Lagerung von kontaminierten Werkzeugen, wiederverwendbaren radioaktiven Bauteilen und Komponenten .............................................................................................. 8

5.1 Stauraum für Komponenten und Bauteile ................................................................................................ 8

5.2 Dekontamination ...................................................................................................................................... 9

5.3 Heiße Werkstatt ....................................................................................................................................... 9

5.4 Lagern ..................................................................................................................................................... 9

6 Innerbetrieblicher Transport und Abgabe von festen und flüssigen radioaktiven Abfällen sowie von radioaktiven Bauteilen und Komponenten ........................................................................................ 9

6.1 Transportwege ......................................................................................................................................... 9

6.2 Transportmittel ....................................................................................................................................... 10

6.3 Transportdurchführung .......................................................................................................................... 10

6.4 Abgabe von radioaktiven Stoffen ........................................................................................................... 10

7 Handhabung und Lagerung von radioaktiven Präparaten ..................................................................... 11

7.1 Präparate ............................................................................................................................................... 11

7.2 Handhabung umschlossener Präparate ................................................................................................ 11

7.3 Handhabung offener Präparate ............................................................................................................. 11

7.4 Lagern ................................................................................................................................................... 11

KTA 3604 Seite 2

8 Prüfungen ............................................................................................................................................. 11

8.1 Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe von radioaktiven Stoffen ......................................... 11

8.2 Mobile Anlagen ..................................................................................................................................... 13

8.3 Längerfristig gelagerte radioaktive Stoffe .............................................................................................. 13

9 Dokumentation ...................................................................................................................................... 19

Anhang A (informativ) Erläuterungen zu Abschnitt 8.3 ................................................................................. 20

Anhang B Bestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird. .............................................................. 25

Dokumentationsunterlage zur Regeländerung .............................................................................................. 26

KTA 3604 Seite 3

Grundlagen

(1) Die Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ha-ben die Aufgabe, sicherheitstechnische Anforderungen anzu-geben, bei deren Einhaltung die nach dem Stand von Wissen-schaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Errichtung und den Betrieb der Anlage getroffen ist (§ 7 Abs. 2 Nr. 3 Atomgesetz -AtG-), um die im AtG, im Strah-lenschutzgesetz (StrlSchG) und in der Strahlenschutzverord-nung (StrlSchV) festgelegten sowie in den „Sicherheitsanforde-rungen an Kernkraftwerke“ (SiAnf) und den „Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ weiter kon-kretisierten Schutzziele zu erreichen.

(2) Zur Erfüllung der Genehmigungsvoraussetzungen nach § 7 Atomgesetz für die Errichtung und den Betrieb der Anlage dienen unter anderem Einrichtungen zur Rückhaltung fester, flüssiger und gasförmiger radioaktiver Stoffe in den vorgesehe-nen Umhüllungen, zur Handhabung und kontrollierten Führung der radioaktiven Stoffe innerhalb der Anlage sowie zur Abgabe radioaktiver Stoffe auf hierfür vorgesehenen Wegen. In den Re-geln der Reihe KTA 3600 werden an diese Einrichtungen si-cherheitstechnische Anforderungen gestellt.

(3) Diese Regel enthält Anforderungen an technische Einrich-tungen und ergänzende organisatorische Maßnahmen, die dazu dienen, bei Lagerung, Handhabung und innerbetriebli-chem Transport radioaktiver Stoffe mit Ausnahme von Brenn-elementen sowie bei Auslegung der Baulichkeiten und Einrich-tungen, zur Erfüllung der Schutzziele des StrlSchG beizutra-gen.

(4) Anforderungen an den Brandschutz sind in den Regeln der Reihe KTA 2101 festgelegt.

(5) Bedingungen für die nach außen abzugebenden Produkte ergeben sich aus den gesetzlichen Vorschriften für die Beför-derung gefährlicher Güter sowie aus den jeweils gültigen An-nahmebedingungen der annehmenden Stelle.

(6) Anforderungen an die Erfassung radioaktiver Abfälle sind in § 2 der AtEV festgelegt.

(7) Anforderungen an die „Zwischenlagerung von radioakti-ven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung“ sind in der gleichnamigen ESK-Leitlinie, Revidierte Fassung vom 10.06.2013, enthalten.

1 Anwendungsbereich

(1) Diese Regel ist anzuwenden auf die Lagerung und Hand-habung sowie die innerbetrieblichen Transporte und die Ab-gabe von

a) zur Entsorgung vorgesehenen radioaktiven Stoffen wie

aa) festen radioaktiven Abfällen,

ab) flüssigen radioaktiven Abfällen, soweit sie nicht in den Anwendungsbereich der Regel KTA 3603 fallen,

ac) radioaktiven Stoffen, die der Freigabe zugeführt wer-den sollen,

sowie

b) radioaktiven Komponenten und Bauteilen, deren Aus- und Einbau bis zur Stilllegung der Anlage vorgesehen ist, mit Ausnahme von Brennelementen und aktivierten Bauteilen im Reaktordruckgefäß,

c) radioaktiv kontaminierten Werkzeugen und Geräten,

d) radioaktiven Präparaten

innerhalb des Betriebsgeländes von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren, wobei der Weg bis zur Abgabe, Weiter-verwendung oder Entsorgung aus Teilprozessen besteht.

(2) Für zur Entsorgung vorgesehene radioaktive Stoffe, bei denen der Verwertungs- oder Entsorgungsweg noch nicht ent-schieden ist, gelten dieselben Anforderungen wie für Abfälle.

2 Begriffe

(1) Abfälle, radioaktive

Radioaktive Abfälle sind radioaktive Stoffe, die geordnet besei-tigt werden müssen.

(2) Abfallbehälter

Behälter zur Aufnahme eines Abfallprodukts (z. B. Fass, Beton-behälter, Gussbehälter, Container).

(3) Abfallprodukt

Abfallprodukt ist verarbeiteter radioaktiver Abfall ohne Verpa-ckung und Abfallbehälter.

(4) Flüssige radioaktive Abfälle

Flüssige radioaktive Abfälle sind

a) flüssige kontaminierte Betriebsmittel (z. B. Öle, Hydraulik-flüssigkeiten, Reinigungs- und Lösungsmittel, Säuren und Laugen)

und

b) radioaktive Konzentrate in fließfähiger Form aus Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser (z. B. Verdampferkonzentrate, Filterrückstände aus mecha-nischer Filterung, verbrauchte Ionenaustauschermassen),

die zu beseitigen sind.

5) Gebinde

Gebinde im Sinne dieser Regel ist eine Einheit von Behälter und radioaktivem Stoff unabhängig vom Verarbeitungszustand des Stoffes.

(6) Heiße Werkstatt

Eine Heiße Werkstatt ist eine Werkstatt, die bestimmungsge-mäß zur Bearbeitung von radioaktiven Teilen vorgesehen ist, mit denen aufgrund einer Genehmigung nach § 12 StrlSchG umgegangen werden darf.

(7) Mobile Konditionierungsanlagen

Mobile Konditionierungsanlagen sind verfahrenstechnisch ab-geschlossene Systeme mit definierten Schnittstellen. Sie die-nen der diskontinuierlichen, d. h. kampagnenweisen Verarbei-tung von Rohabfällen oder Zwischenprodukten zu zwischen- oder endlagerfähigen Abfallprodukten. Derartige Anlagen wer-den eigens für die jeweilige Konditionierungskampagne in ei-nem Kernkraftwerk aufgebaut und nach deren Ende wieder ent-fernt.

(8) Lagern

Lagern ist das kurzfristige oder längerfristige Unterbringen von radioaktiven Stoffen, unabhängig vom Ort der Tätigkeit. Im Sinne dieser Regel wird unterschieden zwischen kurzfristigem Lagern (üblicherweise ≤ 12 Monate) und längerfristigem Lagern (üblicherweise > 12 Monate)

a) Bei kurzfristigem Lagern steht das Unterbringen radioakti-ver Stoffe nicht im Fokus eines Teilprozesses, sondern ist Bestandteil eines anderen Teilprozesses.

b) Bei längerfristigem Lagern stellt das Unterbringen radioak-tiver Stoffe das eigentliche Ziel eines Teilprozesses dar.

H i n w e i s :

Synonym zum Begriff „lagern“ werden in der Praxis u. a. die Be-griffe puffern, stauen, bereitstellen, zum Transport bereitstellen, aufbewahren, abklingen, zwischenlagern benutzt, um den Zweck der Lagerung zu beschreiben. Im Sinne dieser Regel ist aber nur eine Unterscheidung zwischen kurzfristigem und längerfristigem Lagern zu betrachten.

(9) Prozess/Teilprozess

Der Prozess der Entsorgung radioaktiver Stoffe ist die Summe aller Teilprozesse und stellt den Weg vom Anfall des radioakti-ven Stoffes bis zum Entsorgungsziel dar.

KTA 3604 Seite 4

Ein Teilprozess im Sinne dieser Regel ist die zielgerichtete Be-handlung von radioaktiven Stoffen in Richtung auf das Entsor-gungsziel, wobei auch das Lagern einen eigenständigen Teil-prozess darstellen kann.

H i n w e i s :

Teilprozesse können z. B. Handhabung, Stauen, Lagerung, Be-handlung und Transport radioaktiver Stoffe sein.

(10) Sammeln

Sammeln ist das gezielte Entfernen der nicht mehr benötigten Stoffe aus dem jeweiligen Arbeitsprozess möglichst am Ort und zum Zeitpunkt des Stoffanfalls.

(11) Sortieren

Sortieren ist das gezielte Aufteilen von Stoffströmen nach den Kriterien ihrer späteren Verwendung, Verarbeitung und den je-weiligen Entsorgungszielen.

(12) Stauräume für feste radioaktive Stoffe

Stauräume für feste radioaktive Stoffe (in dieser Regel Stau-räume genannt) sind Räume, in denen, oder Flächen in Räu-men, auf denen die in Behältnissen gesammelten festen radio-aktiven Abfälle oder radioaktive Bauteile und Komponenten so-wie radioaktiv kontaminierte Werkzeuge und Geräte bis zur Weiterbehandlung gelagert werden.

(13) Verpacken

Verpacken ist das Einbringen eines radioaktiven Stoffes oder Abfallprodukts in ein Behältnis.

H i n w e i s :

Im Sinne des Verkehrsrechts bedeutet Verpacken die Herstellung eines Versandstücks.

3 Handhabung und Lagerung von festen zur Entsor-gung vorgesehenen radioaktiven Stoffen

H i n w e i s :

Zur Erläuterung des Regeltextes ist die Behandlung fester radioak-tiver Stoffe im Bild 3-1 dargestellt.

3.1 Sammeln

(1) Nicht umschlossene feste radioaktive Stoffe sind zu sam-meln. Die Sammlung sollte so erfolgen, dass unter Beachtung der notwendigen Betriebsabläufe und vorgesehenen Entsor-gungswege der spätere Sortieraufwand minimiert wird.

(2) Stoffe, die für eine Freigabe nach den §§ 31-42 StrlSchV vorgesehen sind, sind zur Vermeidung von Kontamination ge-trennt zu sammeln und zu lagern.

(3) Behältnisse zur Aufnahme von festen Abfällen müssen diese so umschließen, dass ihr Austritt bei betriebsmäßiger Be-anspruchung verhindert wird.

H i n w e i s :

Geeignet können z. B. Plastiksack, Eimer, Kanne, Fass sein.

(4) Die Öffnungen der Behältnisse zur Aufnahme von festen Abfällen müssen so beschaffen sein, dass auch beim Füllen der Behältnisse eine Kontamination soweit wie möglich vermieden wird.

(5) Behältnisse zur Aufnahme von festen Abfällen sind so zu bemessen und zu gestalten, dass der gesammelte Abfall in möglichst wenigen Handhabungsschritten der Weiterverarbei-tung zugeführt werden kann.

(6) Die Behältnisse zur Aufnahme von festen radioaktiven Stoffen sollen nahe bei den Orten aufgestellt werden, an denen diese Stoffe entstehen oder anfallen.

(7) Behältnisse zur Aufnahme von festen radioaktiven Stoffen müssen als solche erkennbar sein.

H i n w e i s :

Eine Kennzeichnung kann z. B. durch ein Schild "Radioaktive Ab-fälle" geschehen.

(8) Die von den gesammelten Abfällen ausgehende Dosis-leistung ist zu überwachen. Bei Erfordernis sind geeignete Strahlenschutzmaßnahmen zu ergreifen, z. B. Verbringen in ei-nen Stauraum, Abschirmen, Absperren und die aktuellen Do-sisleistungswerte anzugeben.

(9) Beim Sammeln brennbarer Stoffe sind die erforderlichen Brandschutzmaßnahmen nach KTA 2101.3 (z. B. Kapselung der Brandlast durch metallische Sammelbehälter) zu beachten.

(10) Die Behältnisse zur Aufnahme von festen Abfällen sind nach ihrer Füllung, sobald es der Betriebsablauf erlaubt, zu ent-fernen und, wenn es erforderlich ist, durch leere zu ersetzen.

(11) Die gefüllten Behältnisse für feste Abfälle sind, sofern ihr Inhalt nicht unverzüglich weiterverarbeitet wird, so zu beschrif-ten, dass die Art des festen Abfalls, die Dosisleistung an der Oberfläche des Behältnisses und der Tag der Messung aus der Beschriftung hervorgehen.

3.2 Stauraum für feste radioaktive Abfälle

(1) Die in den Behältnissen gesammelten festen radioaktiven Abfälle oder radioaktiven Bauteile und Komponenten sowie ra-dioaktiv kontaminierten Werkzeuge und Geräte sind bis zur Weiterbehandlung in einem Stauraum zu lagern.

(2) Stauräume müssen grundsätzlich im Kontrollbereich lie-gen. Stauräume müssen an eine lüftungstechnische Anlage an-geschlossen sein, die im bestimmungsgemäßen Betrieb zur kontrollierten Ableitung oder Rückhaltung radioaktiver Stoffe geeignet ist. Die Lagerung darf temporär auch in geeigneten Behältnissen im Überwachungsbereich erfolgen, sofern diese so beschaffen sind, dass radioaktive Stoffe aus ihnen nicht frei-gesetzt werden können.

(3) Die nutzbare Lagerfläche in Stauräumen ist so zu bemes-sen, dass sie auch für einen im Rahmen des bestimmungsge-mäßen Betriebes kurzzeitig auftretenden erhöhten Anfall an festen Abfällen ausreicht.

(4) Stauräume sollen verkehrsgünstig in Bezug auf die Anlie-ferung und die Verarbeitung der gesammelten festen Abfälle angeordnet sein.

(5) Die Belastbarkeit von Stauraumböden ist für Flächenlas-ten von mindestens 10 kN/m2 und zusätzlich einer Linienlast durch temporäre Abschirmungen von mindestens 10 kN/m und maximal 5 m Länge an der ungünstigsten Stelle auszulegen.

(6) Stauräume müssen mit den notwendigen Hilfseinrichtun-gen zum Lagern und Transport (z. B. Lagergestellen, Hebezeu-gen, Flurförderzeugen) ausgerüstet sein, die dazu beitragen, die Strahlenexposition des Personals möglichst gering zu halten.

(7) Eine fernbediente Beschickung und Entleerung von Stau-räumen ist optisch und erforderlichenfalls zusätzlich akustisch zu überwachen.

(8) Stauräume sollen so gestaltet und eingerichtet sein, dass sie leicht dekontaminierbar sind.

(9) Die Ortsdosisleistung in Stauräumen muss überwacht werden.

(10) Stauräume sind abzugrenzen und als solche zu kenn-zeichnen. Sie sollen absperrbar sein. Zusätzlich zu den Anga-ben nach § 85 Absatz 1 StrlSchV soll die Kennzeichnung ange-ben:

a) Raumbezeichnung,

b) Ortsdosisleistung an der Tür oder an der Abgrenzung,

c) gegebenenfalls Hinweis auf Kontamination,

d) Zeitpunkt der Messung.

KTA 3604 Seite 5

3.3 Behandeln

(1) Nach dem Sammeln oder Verstauen muss geprüft wer-den, ob eine weitere Behandlung der radioaktiven Stoffe erfor-derlich ist. Zielsetzungen hierfür können sein:

a) Vorbereitung zur Konditionierung,

b) längerfristige Lagerung im Kernkraftwerk,

c) Verbringen in ein Zwischen- oder Endlager,

d) Freigabe nach den §§ 31-42 StrlSchV.

(2) Die Behandlungsmethoden müssen auf die Anforderun-gen der Produktkontrolle für die Endlagerung, auf die Anforde-rungen der Zwischenlagerung oder auf die Anforderungen der Freigabe abgestimmt sein.

(3) Das Behandeln von radioaktiven Abfällen darf mit ortsfes-ten oder mobilen Anlagen durchgeführt werden. Für diese An-lagen gelten entsprechend den Erfordernissen folgende Anfor-derungen:

a) Aufstellungsort in ausreichender Größe,

b) Medienversorgung (z. B. Strom, Wasser, Druckluft),

c) Einbindung in die Abwasser- und Abluftsysteme,

d) radiologische Anforderungen (z. B. Begrenzung der Ortsdo-sisleistung),

e) Abnahme- und Funktionsprüfungen vor der Inbetriebnahme. H i n w e i s :

Vom jeweiligen Aufstellungsort unabhängige Anforderungen können für mobile Anlagen in einer eigenen Umgangsgenehmi-gung nach § 12 StrlSchG festgelegt sein.

(4) Anlagen zum Sortieren, Schreddern, Verdichten, Verpres-sen, Trocknen, Matrixeinbinden, Verpacken usw. müssen im Kontrollbereich betrieben werden. Bei den räumlichen und lo-gistischen Rahmenbedingungen für An-, Abtransport und Be-reitstellung der Abfälle und Abfallprodukte ist die Strahlenexpo-sition des Personals zu beachten.

(5) Kontrollbereichsräume, in denen solche Anlagen betrie-ben werden, müssen an eine lüftungstechnische Anlage ange-schlossen sein.

(6) Kann beim Behandeln der Abfälle, insbesondere beim Verdichten, Verpressen und Trocknen Aktivität in die Raumluft freigesetzt werden, ist eine gezielte Absaugung einzurichten.

(7) Für endlager- und zwischenlagerrelevante Eigenschaften des Abfallproduktes sind entsprechende Prozessparameter, z. B. Druck, Temperatur, Kondensatmenge, in ihrem Prozess-ablauf aufzuzeichnen.

(8) Bei Auslegung und Betrieb von Trocknungseinrichtungen muss die Brand- und Explosionsgefahr berücksichtigt werden.

(9) Der Raum und die Einrichtungen zum Verpacken sollen leicht dekontaminierbar sein.

(10) Beim Verpacken von festen Abfällen ist darauf zu achten, dass

a) das Aktivitätsinventar zum Zeitpunkt der Abgabe an die ab-nehmende Stelle,

b) die Masse eines gefüllten Behälters und

c) die Ortsdosisleistung in den vorgeschriebenen Abständen

festgelegte Werte nicht überschreiten.

(11) Vor und während der Arbeiten in den Räumen, in denen feste Abfälle behandelt werden, sind die Aktivitätskonzentration in der Raumluft und die Ortsdosisleistung zu messen. Die Mes-sung der Aktivitätskonzentration darf durch Staubprobensamm-ler mit anschließender Laborauswertung erfolgen.

(12) Falls in festen Abfällen die Entwicklung von Gas, Wärme oder das Auftreten von korrosiven Stoffen zu erwarten ist, darf entweder das Verpacken erst vorgenommen werden, wenn

eine unzulässige Beschädigung oder Verformung des Behäl-ters ausgeschlossen werden kann, oder es sind druckentlas-tende Maßnahmen, z. B. Sintermetallfilter, vorzusehen oder ge-eignete Behältertypen zu verwenden.

(13) Das Behandeln der Stoffe zum Herbeiführen der Freigabe im Sinne der §§ 31-42 StrlSchV wie Abrasivverfahren (z. B. Wasserhochdruck-, Trockeneis- oder Sandstrahlen) und che-misches Beizen muss in Kontrollbereichen erfolgen. Abklingla-gerung, Bereitstellungslagerung zur Freimessung und Freimes-sung dürfen auch in Überwachungsbereichen erfolgen.

(14) Bei Stoffen, die die Freigabe nach einer Abklinglagerung erreichen sollen, muss die voraussichtliche Dauer der Lage-rung ermittelt und angegeben werden.

3.4 Lagern

(1) Feste Abfälle sind bis zu ihrer weiteren Behandlung oder bis zur Abgabe an ein externes Zwischenlager oder bis zur Ab-lieferung an ein Bundesendlager in einem am Standort befind-lichen Abfalllager zu lagern.

(2) Abfalllager sind so zu gestalten oder auszurüsten, dass die Abfälle nach Kategorien gelagert werden können.

H i n w e i s :

Die Festlegung der Kategorien erfolgt jeweils nach betrieblichen Gesichtspunkten, wobei z. B die Ortsdosisleistung an der Oberflä-che, der Aktivitätsinhalt, die Lagerdauer oder das Abklingverhalten als Kriterium dienen können.

(3) Abfalllager sind so zu gestalten und auszurüsten, dass mit den vorgesehenen Transportmitteln jede Abfallkategorie unbe-hindert ein- und ausgelagert werden kann.

(4) Abfalllager sind im Rahmen der Gesamtplanung eines Kernkraftwerkes für den An- und Abtransport des Abfalls ver-kehrsgünstig anzuordnen.

(5) Die regelmäßige Beschickung und Entleerung eines Abfalllagers für feste Abfälle soll fernbedient erfolgen, sofern dieses insgesamt als Sperrbereich ausgewiesen werden muss.

(6) Fernbediente Beschickung und Entleerung von Abfallla-gern sind optisch und erforderlichenfalls zusätzlich akustisch zu überwachen.

(7) Wenn Abfalllager nicht mit fernbedienbaren Einrichtungen beschickt werden, sind sie so zu gestalten, dass sie durch mo-bile Abschirmwände unterteilbar sind.

(8) Die Tragfähigkeit der Böden von Abfalllagern ist für die Belastung durch die zu lagernden Gegenstände und durch die Transportmittel auszulegen. Sind Abschirmmaßnahmen in be-trieblich begehbaren Abfalllagern erforderlich, ist zusätzlich eine Linienlast von mindestens 10 kN/m und maximal 5 m Länge an der ungünstigsten Stelle zu berücksichtigen.

(9) Böden, Wände sowie Einrichtungen in Abfalllagern sollen leicht dekontaminierbar ausgeführt werden. Der Estrich und die Beschichtung des Bodens im Abfalllager müssen ausreichende Druck- und Verschleißfestigkeit aufweisen.

(10) Abfalllager sind gegen von außen eindringendes Wasser zu schützen.

(11) Abfalllager sollen nur Einrichtungen, Komponenten oder Vorrichtungen enthalten, die zur Durchführung der Lagerung sowie von Handhabungs- oder Transportvorgängen oder für den Brandschutz des Lagers erforderlich sind.

(12) Abfalllager sind an eine lüftungstechnische Anlage anzu-schließen, sofern nicht aufgrund der Verpackung der gelager-ten Abfälle eine Freisetzung radioaktiver Stoffe ausgeschlos-sen werden kann.

KTA 3604 Seite 6

(13) Bei der Planung ist dafür zu sorgen, dass Instandhal-tungsarbeiten innerhalb von Abfalllagern auf ein Mindestmaß beschränkt werden können.

(14) Der im Abfalllager untergebrachte feste Abfall ist kipp- und rollsicher zu lagern.

(15) Abfalllager sind verschlossen zu halten. Nur befugte Per-sonen dürfen Zutritt zu diesen Lagern haben.

(16) Behälter zur längerfristigen Lagerung von festen radioak-tiven Abfällen sind bezüglich der Konstruktion und der Werk-stoffe (ggf. Korrosionsschutz) so auszulegen, dass für die Dauer der vorgesehenen Lagerung sowohl die Handhabbarkeit der Gebinde nicht beeinträchtigt als auch der Austritt radioakti-ver Stoffe verhindert wird.

(17) Die im Abfalllager zu lagernden Behälter sind deutlich, dau-erhaft und sichtbar zu kennzeichnen. Neben den für die Abfälle

in Anlage Teil B AtEV aufgelisteten Daten sind zusätzlich fol-gende Einzelheiten zu erfassen:

a) Einlagerungsdatum,

b) Lagerposition und

c) Name des für die Angaben Verantwortlichen.

H i n w e i s :

Üblich ist eine Kennzeichnung durch eine Nummerierung in Ver-bindung mit der Buchführung.

(18) Über alle Ein- und Auslagerungsvorgänge ist Buch zu füh-ren.

H i n w e i s :

Soweit Anforderungen aus dem elektronischen Buchführungssys-tem nach § 2 der AtEV resultieren, sind diese zu berücksichtigen.

Bild 3-1: Prinzipbild für die Handhabung, Lagerung und Abgabe (In einer konkreten Anlage müssen nicht alle gezeichneten Stationen und Verbindungen realisiert werden.)

4 Handhabung und Lagerung von zur Entsorgung vor-

gesehenen flüssigen radioaktiven Stoffen

H i n w e i s :

Zur Erläuterung des Regeltextes ist die Behandlung flüssiger radi-oaktiver Stoffe im Bild 3-1 dargestellt.

4.1 Sammeln

(1) Flüssige radioaktive Abfälle sind unverzüglich nach ihrem Anfall nach Abfallarten getrennt, in die hierfür vorgesehenen Behälter zu verbringen.

(2) Folgende Abfallarten sollen getrennt gelagert werden:

a) Verdampferkonzentrate,

b) Filterrückstände und Ionenaustauscherharze,

c) Altöl,

d) organische Lösungsmittel und

e) sonstige radioaktive Abfälle.

(3) Stoffe, die der Freigabe zugeführt werden sollen, sind zur Vermeidung von Kontamination von radioaktiven Abfällen ge-trennt zu sammeln und aufzubewahren.

4.2 Sammel- und Lagerbehälter

(1) Die ausgewählten Werkstoffe - auch für Auskleidungen, Membranen und Dichtungen - müssen den betrieblichen Bean-spruchungen (z. B. mechanischer, thermischer und chemischer Art sowie durch ionisierende Strahlung) genügen. Bei alte-rungsempfindlichen Werkstoffen ist das Zeitstandverhalten zu beachten.

(2) Die Behälter müssen unter dem Gesichtspunkt der De-kontaminierbarkeit ausgeführt werden (z. B. Werkstoffauswahl, Zugänglichkeit, Konstruktion).

(3) Die Behälter sind so auszuführen oder auszurüsten, dass außerhalb der Behälterräume mindestens der Füllstand er-kennbar ist und der maximal zulässige Füllstand angezeigt wird.

(4) Behälter zum Sammeln von flüssigen Abfällen die nicht in Behälterräumen stehen und die nach 4.4 (1) ausgeführt sind, sind in Wannen aufzustellen, so dass bei Befüllung gegebenen-falls durch Leckage austretende Flüssigkeit zurückgehalten werden kann. Falls die Wanne nicht das Volumen eines Behäl-ters aufnehmen kann, ist eine Überwachungseinrichtung zu in-stallieren.

Reinigungs- undAufbereitungs-anlagen

Von den Sammel-stellen

WiedereinsatzreparierterTeile in derAnlage

Lagerung vonflüssigenAbfällen

Stauraumfür festeAbfälle

Stauraum fürBauteile undKomponeten

Verarbeitungvon

flüssigen Abfällen

SortierenSchreddern

Pressen

Dekontamination

Verpacken

HeißeWerkstatt

Abfallabtransport,Weiterverarbeitung

Abgabe

Abfalllager

Transport-bereitstellung

Lager für kontaminierteWerkzeuge und wiederver-

wendbare Bauteile undKomponenten

KTA 3604 Seite 7

(5) Die Kapazität der Behälter ist so zu bemessen, dass sie auch für einen betriebsmäßig kurzzeitig auftretenden erhöhten Anfall an flüssigen radioaktiven Abfällen ausreicht. In Ta-belle 4-1 sind jeweils die Mindestanzahl für verschiedene Be-hälter und deren Gesamtvolumina aufgeführt, die diesem Ge-sichtspunkt Rechnung tragen.

(6) Konzentratbehälter sind insbesondere auszurüsten mit

a) Umwälzvorrichtungen,

b) Probennahmeanschlüssen,

c) Füllstandsanzeige- und Meldevorrichtungen,

d) Überspeisesicherung,

e) Verriegelungen des Zulaufs gegen den Ablauf,

f) Entlüftungseinrichtungen,

g) Überlauf in einen anderen Lagerbehälter und

h) Anschlüssen zum Spülen.

Bei mechanischen Rührwerken müssen Durchführungen von drehenden Teilen oberhalb des maximalen Flüssigkeitsspie-gels liegen.

Abfallart Mindestzahl/ Gesamtvolumen (m3)

der Behälter

DWR SWR

Pulverharz-Kondensat-reinigung

Kugelharz-Konden-satreini-gung

Verdampferrückstände 2/30 2/200

Filterrückstände schwach aktiv 3/100 2/120 2/60

Filterrückstände mittel aktiv 2/30 2/30

Ionenaustauscherharz 2/16 enthalten bei Filter-

rückständen

2/20 2)

Altöl 1) 1/0,2 1/1

Organische Lösungsmittel 1) 1/0,2 1/0,2

1) Kein festinstallierter Behälter; die angegebene Behälterkapazität gilt un-ter der Voraussetzung, dass regelmäßig entsorgt werden kann.

2) Bei Berücksichtigung des Abklingbehälters in der Kondensatentsalz- ungsanlage kann die gesamte Ionenaustauscherfüllung ausgebracht werden. Betriebsmäßig ist keine Begrenzung der Lebensdauer dieses Ionenaustauschers gegeben.

Tabelle 4-1: Mindestwerte für die Anzahl und die Kapazität von Behältern für verschiedene flüssige radioak-tive Abfälle in einem Kernkraftwerk mit einer elektrischen Leistung von 1300 MW

(7) Die Zahl der Anschlussstutzen an Behältern unterhalb des Flüssigkeitsniveaus ist auf die verfahrenstechnisch notwendige Zahl zu beschränken.

(8) Die Behälter müssen vollständig entleert werden können.

(9) Bei stationären Behältern soll die betriebsmäßige Entlee-rung nicht durch freies Gefälle erfolgen.

(10) Transportable Behälter sind so zu bemessen und zu ge-stalten, dass eine einfache und kontaminationsfreie Handha-bung und Entleerung möglich ist.

(11) Auf bereitgestellten transportablen Behältern muss ange-geben sein, für welche Art von radioaktiven Flüssigkeiten nach 4.1 (2) sie vorgesehen sind.

(12) Transportable Behälter müssen verschließbar sein.

(13) Volle transportable Behälter sind unverzüglich der weite-ren Lagerung oder Handhabung zuzuführen und, falls erforder-lich, durch leere Behälter zu ersetzen.

(14) Volle transportable Behälter sind deutlich, dauerhaft und sichtbar zu kennzeichnen. Aufgrund dieser Kennzeichnung müssen folgende Einzelheiten feststellbar sein:

a) Art der Flüssigkeit und Aktivität der wesentlich beitragenden Radionuklide,

b) Menge der Flüssigkeit,

c) Ortsdosisleistung an der Oberfläche sowie in 1 m Abstand von der Oberfläche zum Zeitpunkt der Einlagerung,

d) Einlagerungsdatum,

e) Name des für die Angaben Verantwortlichen.

(15) Stationäre Behälter sind getrennt von der Raumluft zu ent-lüften. Dieses Abluftsystem ist mit Einrichtungen zur Rückhal-tung radioaktiver Stoffe auszustatten.

4.3 Armaturen, Pumpen und Rohrleitungen

(1) An Armaturen, Pumpen und Rohrleitungen soll, falls erfor-derlich, die Möglichkeit bestehen, zusätzliche Abschirmungen anzuordnen, ohne dass dadurch andere Handhabungsvor-gänge erheblich behindert oder eingeschränkt werden.

(2) Für die Förderung dürfen nur abriebfeste und korrosions-beständige festverlegte Rohrleitungen mit glatten inneren Oberflächen verwendet werden. Von der festen Verlegung kön-nen Übergabesysteme zum Füllen von Transportbehältern aus-genommen werden.

(3) Komponenten für die Förderung von radioaktiven Flüssig-keiten sollen von nicht radioaktiven Systemen getrennt sein, so-weit diese nicht für deren Betrieb erforderlich sind.

(4) Systeme müssen so geschaltet sein, dass ein unbeab-sichtigter Übertritt von flüssigen radioaktiven Abfällen in andere Systeme vermieden wird.

(5) Rohrleitungen müssen spül- und entleerbar sein. Strö-mungstoträume sollen vermieden werden.

(6) Armaturen, Pumpen und Rohrleitungen sind so auszule-gen, dass das Festsetzen von Ausfällungen und Kristallisatio-nen aus radioaktiven Flüssigkeiten vermieden werden.

(7) Armaturen, die mit Feststoffsuspensionen beaufschlagt werden, sollen glatte Durchgänge haben; ihre Funktion muss auch bei hohem Feststoffgehalt sichergestellt sein.

4.4 Behälterräume

(1) Flüssige radioaktive Abfälle in Behältnissen dürfen nur in dafür vorgesehenen Räumen gelagert werden. Solche Räume sind innerhalb des Kontrollbereichs anzuordnen.

(2) Über die eingelagerten flüssigen radioaktiven Abfälle sind Aufzeichnungen zu erstellen. Aus diesen Aufzeichnungen muss auch der Lagerort hervorgehen.

(3) Behälterräume sind mit wasserdichten und mit ausrei-chendem Gefälle versehenen Wannen auszurüsten, die den In-halt des größten Behälters aufnehmen können. Der Anfall von Flüssigkeiten in den Wannen ist durch Meldegeräte zu signali-sieren. Behälter, die durch Abschirmwände getrennt sind, kön-nen einer gemeinsamen Wanne zugeordnet werden.

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(4) Die Wannen dürfen nicht mit freiem Gefälle entleerbar sein.

(5) In Behälterräumen für Verdampferkonzentrate und Filter-rückstände sowie Ionenaustauscherharze darf jeweils nur ein stationärer Behälter aufgestellt werden.

(6) In die Wanne ausgetretene Flüssigkeiten müssen durch Pumpen in andere geeignete Behälter gefördert werden kön-nen.

(7) Die Behälter müssen räumlich so angeordnet sein, dass sie einer Besichtigung unterzogen werden können, auch wenn Kontrolleinrichtungen vorhanden sind.

(8) Behälterräume müssen so bemessen werden, dass eine ausreichende Bewegungsmöglichkeit für die Ausführung von Instandhaltungsarbeiten vorhanden ist.

(9) Behälterräume müssen an eine lüftungstechnische An-lage angeschlossen sein, die im bestimmungsgemäßen Betrieb zur kontrollierten Ableitung oder Rückhaltung radioaktiver Stoffe geeignet ist.

(10) In Behälterräumen sollen nur Rohrleitungen und Armatu-ren oder Vorrichtungen installiert sein, die für eine sichere La-gerung oder Fördervorgänge im jeweiligen Raum erforderlich sind.

(11) Wände und Böden der Behälterräume sollen leicht dekon-taminierbar sein.

4.5 Behandeln

(1) Die Behandlung flüssiger radioaktiver Stoffe erfolgt mittels ortsfester Konditionierungseinrichtungen oder mit für einzelne Konditionierungskampagnen aufgebauten mobilen Anlagen. Zielsetzungen für die Behandlung können sein:

a) Vorbereitung zur Konditionierung,

b) längerfristige Lagerung im Kernkraftwerk,

c) Verbringen in ein Zwischen- oder Endlager oder

d) Freigabe nach den §§ 31-42 StrlSchV.

(2) Die Behandlungsmethoden müssen auf die Anforderun-gen der Produktkontrolle für die Endlagerung, auf die Anforde-rungen der Zwischenlagerung oder auf die Anforderungen der Freigabe abgestimmt sein.

(3) Bei der Behandlung mit ortsfesten oder mobilen Anlagen gelten für diese folgende Anforderungen:

a) Aufstellungsort in ausreichender Größe,

b) Medienversorgung entsprechend den Erfordernissen (z. B. Strom, Wasser, Druckluft),

c) Einbindung in die Abwasser- und Abluftsysteme,

d) radiologische Anforderungen (z. B. Begrenzung der Ortsdo-sisleistung) und

e) Abnahme- und Funktionsprüfungen vor der Inbetriebnahme. H i n w e i s :

Vom jeweiligen Aufstellungsort unabhängige Anforderungen können für mobile Anlagen in einer eigenen Umgangsgenehmi-gung nach § 12 StrlSchG festgelegt sein.

(4) Anlagen zum Trocknen, Verfestigen, Entwässern, Matrix-einbinden, Zentrifugieren, Dekantieren usw. von flüssigen radi-oaktiven Abfällen müssen im Kontrollbereich betrieben werden. Bei den räumlichen und logistischen Rahmenbedingungen für An- und Abtransport sowie Bereitstellung der Abfälle und Ab-fallprodukte ist die Strahlenexposition des Personals zu beach-ten.

(5) Kann beim Behandeln der Abfälle, insbesondere beim Trocknen, Aktivität in die Raumluft freigesetzt werden, ist eine gezielte Absaugung einzurichten.

(6) Für endlager- und zwischenlagerrelevante Eigenschaften des Abfallproduktes sind entsprechende Prozessparameter, z. B. Druck, Temperatur, Kondensatmenge, in ihrem Prozess-ablauf aufzuzeichnen.

(7) Bei Auslegung und Betrieb von Behandlungsanlagen muss die Brand- und Explosionsgefahr berücksichtigt werden.

(8) Die Anlagen und Einrichtungen zur Konditionierung müs-sen dekontaminierbar sein. Wände und Böden der Aufstel-lungsräume sollen leicht dekontaminierbar sein.

(9) Vor und während der Arbeiten in Räumen, in denen flüs-sige Abfälle behandelt werden, ist die Aktivitätskonzentration in der Raumluft und die Ortsdosisleistung zu überwachen.

(10) Falls in Abfallprodukten aus der Behandlung flüssiger Ab-fälle die Entwicklung von Gas, Wärme oder das Auftreten von korrosiven Stoffen zu erwarten ist, darf entweder das Verpa-cken erst vorgenommen werden, wenn eine unzulässige Be-schädigung oder Verformung des Behälters ausgeschlossen werden kann, oder es sind druckentlastende Maßnahmen, z. B. Sintermetallfilter, vorzusehen oder geeignete Behältertypen zu verwenden.

(11) Beim Verpacken von flüssigen oder verfestigten radioak-tiven Abfällen ist darauf zu achten, dass

a) das Aktivitätsinventar zum Zeitpunkt der Abgabe an die an-nehmende Stelle,

b) die Masse eines gefüllten Behälters und

c) die Ortsdosisleistung in den vorgeschriebenen Abständen

festgelegte Werte nicht überschreitet.

(12) Das Behandeln sowie die Abklinglagerung zur Herbeifüh-rung der Freigabe für flüssige radioaktive Stoffe im Sinne der §§ 31-42 StrlSchV sollen in Kontrollbereichen erfolgen.

(13) Bei radioaktiven Stoffen, die die Freigabe durch Abkling-lagerung erreichen sollen, muss die voraussichtliche Dauer der Lagerung ermittelt und angegeben werden.

5 Handhabung und Lagerung von kontaminierten Werkzeugen, wiederverwendbaren radioaktiven Bauteilen und Komponenten

H i n w e i s :

In diesem Abschnitt werden radioaktive Bauteile und Komponenten angesprochen, die zur Instandsetzung, Inspektion oder Prüfung ausgebaut und durch gleichwertige oder neue ersetzt werden und nach der Instandsetzung und vorangegangener Reinigung (Dekon-tamination) bis zur Wiederverwendung zwischengelagert werden. Dazu gehören auch Geräte, die im Kontrollbereich eingesetzt wer-den. Zur Verdeutlichung des Regeltextes ist die Behandlung radio-aktiver Bauteile und Komponenten im Bild 3-1 dargestellt.

5.1 Stauraum für Komponenten und Bauteile

(1) Für die Aufnahme von Bauteilen und Komponenten bis zu ihrer Weiterbehandlung ist mindestens ein Stauraum vorzuse-hen. Stauräume oder Abstellflächen können temporär einge-richtet werden.

(2) Abstellflächen dürfen Verkehrswege nicht beeinträchtigen und müssen so gestaltet werden, dass eine unnötige Strahlen-exposition des Personals und eine Kontaminationsverschlep-pung vermieden werden.

(3) Stauräume sind so zu bemessen, dass sie auch für einen im Rahmen des bestimmungsgemäßen Betriebes kurzzeitig auftretenden erhöhten Anfall an radioaktiv kontaminierten Bau-teilen und Komponenten ausreichen.

(4) Innerhalb von Stauräumen müssen Abstellplätze für Bau-teile und Komponenten so gestaltet werden, dass die notwen-digen Transport- und Arbeitsabläufe nicht behindert werden.

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(5) Die abgestellten Bauteile und Komponenten sind deutlich, dauerhaft und sichtbar zu kennzeichnen. Aufgrund dieser Kennzeichnung müssen folgende Einzelheiten feststellbar sein:

a) Art der gelagerten Komponente oder des gelagerten Bau-teils,

b) die Ortsdosisleistung an der Oberfläche der Verpackung zum Zeitpunkt der Einlagerung,

c) Hinweis auf Kontamination,

d) Einlagerungsdatum und

e) Name des für die Angaben Verantwortlichen.

(6) Der Verbleib von Bauteilen und Komponenten ist zu do-kumentieren. Hierbei sind die Angaben nach (5) mit aufzuneh-men.

(7) Zusätzlich gelten für diese Stauräume die Anforderungen in 3.2 (2) und (5) bis (10).

5.2 Dekontamination

(1) Es muss ein Dekontaminationsraum vorhanden sein, in dem Bauteile und Komponenten dekontaminiert werden kön-nen. Die Ausrüstung muss hinsichtlich Wirksamkeit und Me-thode der Dekontamination den Erfordernissen entsprechen.

(2) Die nutzbare Fläche des Dekontaminationsraumes muss ausreichend sein für die Aufstellung der notwendigen Dekonta-minationseinrichtungen, die Durchführung der Dekontaminati-onsarbeiten an den ausgebauten Bauteilen und Komponenten nach Abschnitt 1 dieser Regel und für Abstellflächen.

(3) Der Dekontaminationsraum muss im Hinblick auf Trans-porte, Handhabung, Sekundärabfälle und Zugänglichkeit ge-wählt und gestaltet sein. Er muss insbesondere verkehrsgüns-tig zur Heißen Werkstatt und innerhalb des Kontrollbereiches liegen.

(4) Der Boden des Dekontaminationsraumes ist für Flächen-lasten von mindestens 10 kN/m2 und zusätzlich eine Linienlast von mindestens 10 kN/m und maximal 5 m Länge an ungüns-tigster Stelle auszulegen.

(5) Böden, Wände und Decken des Dekontaminationsrau-mes müssen, die Einrichtungen sollen leicht dekontaminierbar sein.

(6) Der Dekontaminationsraum muss an eine lüftungstechni-sche Anlage angeschlossen werden, die im bestimmungsge-mäßen Betrieb zur kontrollierten Ableitung oder Rückhaltung radioaktiver Stoffe geeignet ist. Es müssen Möglichkeiten zur lokalen Absaugung radioaktiver Dämpfe und Schwebstoffe an den Arbeitsplätzen vorhanden sein, so dass während der De-kontamination das Tragen von Atemschutzgerät im Allgemei-nen nicht erforderlich ist. Die radioaktiven Dämpfe und Schweb-stoffe müssen vor Einleitung in den Abluftkanal erforderlichen-falls (z. B. bei Strahlboxen) über Luftfilter mindestens der Gruppe ISO ePM1 ≥50 % (mittlere Effizienz) nach DIN EN ISO 16890-1 geführt werden.

(7) Die Ortsdosisleistung und die Aktivitätskonzentration der Raumluft müssen im Dekontaminationsraum bei Beginn und während der Arbeit durch festinstallierte oder mobile Messge-räte überwacht werden.

(8) Bei der Dekontamination sind erforderlichenfalls Schutz-einrichtungen (z. B. Fernbedienungsgeräte, Handschuhkästen, Abschirmwände, Folienzelte) zu benutzen, sofern hierdurch Strahlenexpositionen und Kontaminationsverschleppungen vermindert oder vermieden werden können.

(9) Nach Beendigung der Dekontaminationsarbeiten ist die Dosisleistung oder die Restkontamination der Komponenten oder Bauteile zu prüfen.

5.3 Heiße Werkstatt

(1) Es muss eine Heiße Werkstatt vorhanden sein, in der Bauteile und Komponenten bearbeitet und instand gesetzt wer-den können. Sie ist innerhalb des Kontrollbereiches und ver-kehrsgünstig zum Dekontaminationsraum anzuordnen.

(2) Die nutzbare Fläche der Heißen Werkstatt muss ausreichend sein für die Aufstellung der Einrichtungen zur Bearbeitung der Bau-teile und Komponenten, für die Durchführung der Arbeiten an den Bauteilen und Komponenten und für Abstellflächen.

(3) Zur Verminderung von Strahlenexposition und Kontami-nation sind Schutzeinrichtungen bereitzuhalten (z. B. mobile Abschirmwände, Absaugeinrichtungen und abgeschirmter Ab-fallsammelplatz).

(4) Einrichtungen, bei deren Betrieb mit Freisetzungen von Stäuben, Schwebstoffen und Dämpfen zu rechnen ist, sind mit Absaugeinrichtungen zu versehen, die eine Ausbreitung dieser Stoffe wirkungsvoll verhindern, so dass während der Arbeiten das Tragen von Atemschutz im Allgemeinen nicht erforderlich ist. Die Heiße Werkstatt und die Absaugeinrichtungen müssen an eine lüftungstechnische Anlage angeschlossen werden, die im bestimmungsgemäßen Betrieb zur kontrollierten Ableitung oder Rückhaltung radioaktiver Stoffe geeignet ist.

(5) Wände, Fußböden und Einrichtungen der Heißen Werk-statt sollen leicht dekontaminierbar sein. Oberflächen von Fuß-böden, Wänden und Tischen müssen entsprechend ihrer me-chanischen Belastung abrieb- und druckfest sein.

(6) Der Boden der Heißen Werkstatt ist für Flächenlasten von mindestens 10 kN/m2 und zusätzlich für eine Linienlast von 10 kN/m und maximal 5 m Länge an ungünstigster Stelle auszule-gen.

(7) Die Ortsdosisleistung und die Aktivitätskonzentration der Raumluft müssen während der Arbeit in der Heißen Werkstatt durch festinstallierte oder mobile Messgeräte überwacht werden.

5.4 Lagern

(1) Für die zur Wiederverwendung vorgesehenen kontami-nierten Werkzeuge, radioaktiven Bauteile und Komponenten ist ein gesondertes Lager einzurichten.

(2) Für die Lager nach (1) gelten die Anforderungen nach 5.1 (4) bis (6) und 3.2 (2) und (5) bis (10).

(3) Abweichend von (1) und (2) darf die Lagerung von konta-minierten Werkzeugen und wiederverwendbaren radioaktiven Bauteilen und Komponenten auch in geeigneten Behältnissen im Überwachungsbereich erfolgen, sofern diese Behältnisse so beschaffen sind, dass radioaktive Stoffe aus ihnen nicht freige-setzt werden können.

6 Innerbetrieblicher Transport und Abgabe von festen und flüssigen radioaktiven Abfällen sowie von radio-aktiven Bauteilen und Komponenten

6.1 Transportwege

(1) Im Planungsstadium eines Kernkraftwerkes sind die Transportwege für solche Teile zu bestimmen, für deren Trans-port Hebezeuge oder Fahrzeuge benötigt werden.

(2) Die Belastbarkeit und die freien Durchfahrquerschnitte der Transportwege sind entsprechend den zu erwartenden Trans-porten zu bemessen.

(3) Die Beläge der Transportwege müssen entsprechend ih-rer mechanischen Belastung druck- und verschleißfest sein.

(4) Transportwege sind übersichtlich und einfach anzulegen. Bei Horizontaltransporten sind möglichst höhengleiche Trans-portwege vorzusehen.

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(5) Stufen in Transportwegen sind zu vermeiden. Unvermeid-bare Höhendifferenzen sind mit flachen Rampen zu überbrü-cken.

(6) Durch bauliche und organisatorische Maßnahmen muss gewährleistet sein, dass Transportvorgänge ungehindert durchgeführt und Anlagenteile nicht beschädigt werden kön-nen.

6.2 Transportmittel

(1) Transportvorgänge dürfen nur mit dafür geeigneten Transportmitteln ausgeführt werden.

(2) Die Transportmittel müssen einfach und sicher bedienbar sein.

(3) Im Kontrollbereich eingesetzte Transportgeräte sollen leicht dekontaminierbar sein.

(4) Die Transportgeräte für den Verkehr innerhalb von Kon-trollbereichen sollen nicht mit Verbrennungsmotoren ausgerüs-tet sein.

(5) Die Transportmittel müssen so ausgerüstet und dimensi-oniert werden, dass das Transportgut abgeschirmt werden kann, wenn es erforderlich ist.

(6) Alle Transportmittel sind so auszulegen, dass im Gefah-renfall eine schnelle Unterbrechung des Transportvorganges möglich ist (z. B. mechanische Bremsen).

(7) Die Behälter für den Transport von radioaktiven Abfällen sind so auszulegen, dass sie den Belastungen durch die be-stimmungsgemäßen Transporte einschließlich erfahrungsge-mäß auftretender Störungen widerstehen, so dass die radioak-tiven Stoffe eingeschlossen bleiben.

6.3 Transportdurchführung

(1) Für die Transporte sind Betriebsanweisungen aufzustel-len, in denen die Durchführung geregelt ist.

(2) Für die Transporte auf dem Kraftwerksgelände sind Ver-kehrsvorschriften in Anlehnung an die Straßenverkehrsord-nung festzulegen.

(3) Das Transportgut muss auf dem Transportgerät gegen Kippen, Abrutschen und Herabfallen gesichert sein.

(4) Die Transporte müssen so durchgeführt werden, dass ein Verschleppen von Kontamination möglichst vermieden wird.

(5) Werden in Ausnahmefällen Transporte von nicht oder nicht ausreichend abgeschirmten stark strahlenden Teilen durchgeführt, muss der Zutritt nicht unmittelbar am Transport beteiligter Personen zum Transportbereich verhindert werden.

(6) Angefangene Transportvorgänge sollen unterbrechungs-los zu Ende geführt werden. Ist dies wegen außergewöhnlicher Umstände nicht möglich, müssen die Transporte so weit aus-geführt werden, dass keine vermeidbare Behinderung der übri-gen Arbeitsvorgänge entsteht und die allgemeine Sicherheit nicht beeinträchtigt werden kann. Unterbrochene Transporte sind dem Strahlenschutzbeauftragten oder einer von ihm be-auftragten Person zu melden und unverzüglich zu Ende zu brin-gen.

6.4 Abgabe von radioaktiven Stoffen

H i n w e i s :

Das Ziel der Abgabe ist der Transport in eine andere kerntechni-sche Einrichtung. Dieser unterliegt den für den entsprechenden Verkehrsträger anzuwendenden gefahrgutrechtlichen Transport-vorschriften. Darüber hinaus sind weitergehende Festlegungen zum Transport von radioaktiven Stoffen, insbesondere von Abfäl-len, in anderen Rechtsvorschriften, wie etwa dem AtG, der AtEV

oder, bei internationalen Transporten, der Abfallverbringungsver-ordnung, enthalten. Aus diesen Rechtsvorschriften, sowie aus den Annahmebedingungen der annehmenden Stelle ergeben sich ver-bindlich der erforderliche Dokumentationsumfang, sowie entspre-chende administrative Vorgehensweisen.

(1) Die Abgabe von radioaktiven Stoffen bedarf der Prüfung und der Beaufsichtigung durch den Strahlenschutzbeauftragten oder eine beauftragte fachkundige Person.

(2) Vor der Abgabe von flüssigen Abfällen, die in Tankwagen abtransportiert werden, ist die Menge der zu übergebenden flüssigen Abfälle zu bestimmen und die Aktivität der wesentlich beitragenden Radionuklide an Hand der Aufzeichnungen nach 4.4 (2) oder durch Ausmessen einer vor dem Befüllen genom-menen Probe abzuschätzen.

6.4.1 Übergabestationen für flüssige Abfälle

(1) Übergabestationen müssen im Kontrollbereich liegen.

(2) Zugängliche Oberflächen an Übergabestationen sollen leicht dekontaminierbar sein.

(3) An Übergabestationen muss eine Dekontaminationsmög-lichkeit vorhanden sein (z. B. Deionatanschluss und Anschluss zur Aufnahme des kontaminierten Wassers).

(4) Übergabestationen für nicht verpackte flüssige Abfälle sind während des Abfüllvorgangs gegen Zutritt von Personen, die nicht mit der Abfüllung beauftragt sind, zu sichern.

(5) Die Befüllungseinrichtung des Transportfahrzeuges muss beim Abfüllen von nicht verpackten flüssigen Abfällen über ei-ner wasserdichten Bodenwanne mit Entwässerungsmöglichkeit stehen. Ersatzweise kann auch das Tankfahrzeug oder der Tankcontainer mit entsprechenden Auffangeinrichtungen aus-gestattet sein.

(6) Die Abfülleinrichtung für nicht verpackte flüssige Abfälle ist mit einem System auszurüsten, welches eine Überfüllung des Tankwagens zuverlässig verhindert.

(7) Die Ankupplungselemente der Übergabestation an den Tankwagen sind mit dichtschließenden Armaturen zu verse-hen, die nur nach ordnungsgemäßem Kuppeln geöffnet werden können. Das zwischen diesen Armaturen verbleibende Restvo-lumen ist auf das technisch mögliche Mindestmaß zu beschrän-ken.

(8) Anschlussschläuche oder Anschlussrohre der Übergabe-station sind mit einem Tropfenfang zu versehen. Anschluss-schläuche mit ihren Kupplungselementen und Schlauchbindern sind so zu bemessen, dass sie mit dem doppelten höchstzuläs-sigen Betriebsdruck geprüft werden können.

(9) Es müssen Einrichtungen vorhanden sein, die das Spülen der Anschlussschläuche ermöglichen.

(10) Anschlussschläuche mit ihren Kupplungselementen sind vor Beginn des Abfüllvorgangs einer visuellen Überprüfung so-wie einer Dichtigkeitsprüfung, einer Druckprüfung mit dem höchstzulässigen Betriebsdruck und einer Funktionsprüfung zu unterziehen.

(11) Bei Befüllvorgängen aus den Transportbehältern ist ggf. freiwerdende Behälterluft gezielt an das Abluftsystem abzufüh-ren.

6.4.2 Transportbereitstellung

(1) Die Transportbereitstellung dient der Pufferlagerung von nach Transportrecht qualifizierten Versandstücken bis zu ihrem tatsächlichen Abtransport. Sie kann im Überwachungsbereich oder Kontrollbereich, im Freien oder in Gebäuden erfolgen.

(2) In Bereichen, die zur Transportbereitstellung benutzt wer-den, darf nicht mit unverpackten radioaktiven Stoffen umgegan-gen werden.

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(3) Die zum Transport bereitgestellten Versandstücke sind durch geeignete Maßnahmen gegen unbemerktes Öffnen zu si-chern, z. B. durch Verplomben.

(4) Für Transportbereitstellungsbereiche sind geeignete Handhabungsgeräte, Hebezeuge, usw. vorzusehen, so dass eine einfache Übergabe der Versandstücke an das Transport-mittel möglich ist.

7 Handhabung und Lagerung von radioaktiven Präpa-raten

7.1 Präparate

H i n w e i s :

Offene bzw. umschlossene radioaktive Präparate im Sinne dieser Regel entsprechen nach § 5 StrlSchG offenen bzw. umschlossenen radioaktiven Stoffen. Der Begriff „Präparat“ hat sich jedoch in der Praxis bewährt und beschreibt direkt den Verwendungszweck.

Die Forderungen nach 7.2 bis 7.4 sind auf die folgenden radio-aktiven Präparate anzuwenden, die zu Kalibrierungszwecken und Funktionsprüfungen verwendet werden:

a) Prüfstrahler und Messstandards zur Funktionsprüfung und Kalibrierung von Strahlenmessgeräten,

b) Strahlenquellen für Durchstrahlungsprüfungen,

c) offene radioaktive Präparate wie:

ca) geträgerte oder ungeträgerte Lösungen γ-strahlender Radionuklide mit bekannter Aktivitätskonzentration für die Kalibrierung von γ-Spektrometern, Kreislauf- und Abwasserüberwachungsgeräten,

cb) Lösungen bekannter Aktivitätskonzentration für die ra-diochemische Bestimmung von Trennausbeuten bei der Identifizierung und Ermittlung radioaktiver Nuklide in Gemischen (z. B. Abwasseranalysen),

cc) gasförmige Präparate für Funktionsprüfungen an Ver-zögerungsanlagen und Kalibrierung von Messgeräten zur Abluftüberwachung (z. B. Krypton 85, Xenon 133).

7.2 Handhabung umschlossener Präparate

(1) Die Präparate sowie ihre Aufbewahrungsbehältnisse müssen nach § 85 StrlSchV gekennzeichnet sein. Aus der Kennzeichnung muss feststellbar sein:

a) Art des radioaktiven Stoffes (Nuklidbezeichnung),

b) Aktivität und Zeitpunkt ihrer Ermittlung.

(2) Der Transport darf nur in dafür festgelegten Behältnissen erfolgen.

(3) Eine Bearbeitung der dichten Umhüllung, die eine Be-schädigung nicht ausschließt, ist unzulässig.

(4) Eine Beschädigung oder ein Verlust ist dem zuständigen Strahlenschutzbeauftragten unverzüglich zu melden.

7.3 Handhabung offener Präparate

(1) Die Vorratsbehälter, die offene Präparate enthalten, müs-sen nach § 85 StrlSchV gekennzeichnet sein. Aus der Kenn-zeichnung müssen folgende Angaben feststellbar sein:

a) Art des radioaktiven Stoffes (Nuklidbezeichnung),

b) Aktivität oder Aktivitätskonzentration und Zeitpunkt ihrer Er-mittlung.

(2) Der Transport darf nur in dafür festgelegten Behältnissen erfolgen.

(3) Beim Umgang mit offenen Präparaten ist darauf zu ach-ten, dass eine Inkorporation und Kontamination vermieden wird.

(4) Besteht beim Umgang mit offenen Präparaten Verdacht auf eine Inkorporation, ist der zuständige Strahlenschutzbeauf-tragte oder eine von ihm beauftragte Person unverzüglich zu benachrichtigen.

(5) Alle Gerätschaften für das Umfüllen, Verarbeiten und Be-arbeiten offener Präparate, deren Kontamination nicht beseitigt wird, sind kenntlich zu machen, wenn Verwechselungsmöglich-keiten nicht auszuschließen sind.

7.4 Lagern

(1) Lagerorte für Präparate sind im Kontroll- oder Überwa-chungsbereich anzuordnen und als solche zu kennzeichnen.

(2) Lagerorte für Präparate und die Behältnisse zur Aufbe-wahrung der Präparate müssen leicht dekontaminierbar sein.

(3) Räume, in denen offene Präparate, deren Aktivität die Freigrenze überschreitet, gelagert werden sollen, müssen an eine lüftungstechnische Anlage angeschlossen werden, die im bestimmungsgemäßen Betrieb zur kontrollierten Ableitung oder Rückhaltung radioaktiver Stoffe geeignet ist und so be- und ent-lüftet werden, dass eine Ausbreitung von kontaminierter Luft vermieden wird.

(4) Offene und umschlossene Präparate sind - wenn sie nicht benutzt werden oder sich in einem Arbeitsgang befinden - in dafür vorgesehenen Behältnissen zu lagern. Die Behältnisse sind zu kennzeichnen.

(5) Räume, in denen Präparate lagern, deren Aktivität die Freigrenze überschreitet, sind in regelmäßigen Zeitabständen auf Kontamination zu überprüfen und die Ortsdosisleistung ist zu überwachen.

(6) Über den Bestand, die Zu- und Abgänge sowie den Ver-bleib der Präparate ist Buch zu führen. Aus der Buchführung muss hervorgehen:

a) Lagerort,

b) Art des radioaktiven Stoffes (Nuklidbezeichnung) ,

c) Aktivität oder Aktivitätskonzentration und Zeitpunkt ihrer Er-mittlung,

d) Art des Präparates (offen oder umschlossen).

Bei offenen Präparaten sind zusätzlich die chemischen Ver-bindungen anzuführen.

8 Prüfungen

8.1 Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe von radioaktiven Stoffen

8.1.1 Allgemeines

(1) Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe von ra-dioaktiven Stoffen unterliegen folgenden Prüfungen:

a) Prüfungen vor der Errichtung,

b) begleitende Kontrollen und

c) wiederkehrende Prüfungen.

(2) Die Ergebnisse der Prüfungen sind in Berichten, Beschei-nigungen oder Zeugnissen niederzulegen. Diese Prüfnach-weise müssen alle für die durchgeführten Prüfungen wichtigen Angaben enthalten. Dazu gehören mindestens:

a) eindeutige Angabe des Prüfobjektes,

b) Art der Prüfung mit Angabe der zugehörigen Prüfvorschrif-ten,

c) Auflistung der zur Prüfung vorgelegten Unterlagen,

d) im Einzelnen durchgeführte Prüfungen und deren Ergeb-nisse,

e) festgestellte Mängel, gegebenenfalls Fristen für deren Be-seitigung und anschließende erneute Prüfung,

KTA 3604 Seite 12

f) zusammenfassende Bemerkungen, ob oder unter welchen Einschränkungen das Prüfobjekt den Anforderungen ent-spricht und bestimmungsgemäß verwendet werden kann und

g) Name und Unterschrift des Prüfers mit Angabe von Prüfort und Prüfdatum.

(3) Der Prüfer muss alle von ihm geprüften Unterlagen ein-zeln mit seinem Prüfvermerk und einem Zugehörigkeitsvermerk zu dem entsprechenden Prüfnachweis versehen.

(4) Werden bereits geprüfte Unterlagen geändert, so ist hin-sichtlich der Änderungen eine erneute Prüfung erforderlich.

8.1.2 Prüfungen vor der Errichtung

(1) Nach Maßgabe der Festlegungen der zuständigen Be-hörde ist gegebenenfalls durch einen von der Behörde hinzu-gezogenen Sachverständigen zu prüfen:

a) ob alle erforderlichen Anlagen für die Lagerung, Handha-bung und Abgabe vorgesehen und geeignet sind,

b) ob die Anlagen den geltenden Vorschriften, Regeln und Richtlinien entsprechend ausgelegt sind und den sicher-heitstechnischen Erfordernissen genügen und

c) ob bei den Anlagen die nach dem Prüfplan nach 8.1.4 (2) vorgesehenen wiederkehrenden Prüfungen durchgeführt werden können.

(2) Dabei ist, soweit erforderlich, die Auslegung der Anlagen anhand folgender Unterlagen zu prüfen:

a) Sicherheitsbericht,

b) Anlagenspezifikationen,

c) Verfahrensbeschreibungen und -schemata,

d) Transportflussschemata,

e) Aktivitätsfließschemata (Mengen und Aktivitäten),

f) Komponentenlisten mit wichtigen Daten,

g) Armaturenlisten,

h) Messstellen- und Verriegelungslisten,

i) Aufstellungspläne,

k) Rohrleitungspläne, H i n w e i s :

Die Aufstellungs- und Rohrleitungspläne vor Errichtung der Ge-bäude enthalten die Aufstellung und Anordnung von Komponen-ten, Armaturen und Rohrleitungen ab Nennweite 50.

l) Belastungspläne,

m) Raumlisten mit den zu erwartenden Ortsdosisleistungen,

n) Prüfplan für wiederkehrende Prüfungen und Wartungsar-beiten,

o) Gebäudepläne und Planzeichnungen, in denen die Strah-lenschutzvorsorgemaßnahmen entsprechend gekenn-zeichnet sind (z. B. Sperrbereichsgrenzen, Abstellplätze für ausgebaute strahlende Teile, Transportwege für radioaktive Abfälle).

Umfang und Detaillierungsgrad der Unterlagen sind auf den je-weils beantragten Genehmigungsumfang abzustimmen.

H i n w e i s :

Siehe hierzu auch:

Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchfüh-rung von Instandhaltungsarbeiten in Kernkraftwerken mit Leicht-wasserreaktoren. Teil 1: Die während der Planung der Anlage zu treffende Vorsorge vom 10.07.1978 (GMBl. 1978, S. 418).

8.1.3 Begleitende Kontrollen

8.1.3.1 Umfang der begleitenden Kontrollen

Die begleitenden Kontrollen müssen umfassen:

a) Vorprüfungen,

b) Werkstoff-, Bau- und Druckprüfungen und

c) Abnahme- und Funktionsprüfungen.

Art und Umfang der Prüfungen sind in einem Prüfplan festzule-gen.

8.1.3.2 Vorprüfungen

Anlagen oder Teile der Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe, bei deren Versagen eine Aktivitätsabgabe an die Um-gebung eintreten kann, die oberhalb der für den bestimmungs-gemäßen Betrieb genehmigten Werte liegt oder bei der eine die Grenzwerte des StrlSchG überschreitende Strahlenexposition ei-ner oder mehrerer Personen zu besorgen ist, sind einer Vorprü-fung nach Maßgabe der Festlegungen der zuständigen Behörde gegebenenfalls unter Beteiligung eines von der Behörde hinzu-gezogenen Sachverständigen zu unterziehen.

8.1.3.3 Werkstoff-, Bau- und Druckprüfungen

Die Fertigung und Montage von Anlagen oder von Teilen von Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe, die der Vor-prüfung nach 8.1.3.2 unterliegen, sind im Herstellerwerk oder auf der Baustelle zu überprüfen. Die Übereinstimmung der An-lagenteile mit den vorgeprüften Unterlagen ist zu kontrollieren. Diese Prüfungen sind von sachverständigem Personal des Be-treibers oder des Herstellers und nach Maßgabe der Festlegun-gen der zuständigen Behörde, gegebenenfalls in Abstimmung mit einem von der Behörde hinzugezogenen Sachverständi-gen, durchzuführen.

8.1.3.4 Abnahme- und Funktionsprüfungen

(1) Vor der Inbetriebnahme sowie nach der Instandsetzung sind Anlagen oder Teile der Anlagen zur Lagerung, Handha-bung und Abgabe, die der Vorprüfung nach 8.1.3.2 unterliegen, einer Abnahme- und Funktionsprüfung zu unterziehen. Diese Prüfungen sind von sachverständigem Personal des Betreibers oder des Herstellers und nach Maßgabe der Festlegungen der zuständigen Behörde, gegebenenfalls in Abstimmung mit ei-nem von der Behörde hinzugezogenen Sachverständigen, durchzuführen.

(2) Vor den Abnahme- und Funktionsprüfungen vorgeprüfter Anlagenteile müssen die Ergebnisse der Werkstoff-, Bau- und Druckprüfungen vorliegen. Bei den Abnahme- und Funktions-prüfungen ist, soweit erforderlich, nach folgenden Unterlagen zu prüfen:

a) Prüfprogramme,

b) Anlagenspezifikationen,

c) Verfahrensbeschreibungen mit -schemata,

d) Betriebs- und Wartungsvorschriften,

e) Transportflussschemata,

f) Komponentenblätter,

g) Messstellen- und Verriegelungspläne,

h) Armaturenlisten,

i) Aufstellungspläne und

k) Rohrleitungspläne.

(3) Im Rahmen der Abnahme- und Funktionsprüfungen ist festzustellen, ob die Anlagen gemäß den genehmigten Unter-lagen ausgeführt wurden, und ob sie sicher betrieben und ord-nungsgemäß instandgehalten werden können.

8.1.4 Wiederkehrende Prüfungen

(1) Durch wiederkehrende Prüfungen ist festzustellen, ob die Anlagen zur Lagerung, Handhabung und Abgabe den gestell-ten Anforderungen weiterhin genügen.

KTA 3604 Seite 13

(2) Art und Umfang der Prüfungen, deren Fristen und der Prü-fer sind in einem Prüfplan festzulegen. Dieser Prüfplan ist nach Maßgabe der Festlegungen der zuständigen Behörde gegebe-nenfalls mit einem von der Behörde hinzugezogenen Sachver-ständigen abzustimmen.

(3) Die Prüfungen müssen umfassen:

a) Einsichtnahme in die Betriebsaufzeichnungen über Betrieb, Prüfungen, Wartungs- und Instandsetzungsarbeiten,

b) Begehung und Überprüfung der einwandfreien Funktion der Anlage, ihrer Systeme und Komponenten, insbesondere al-ler nach dieser Regel oder gemäß Genehmigung erforderli-chen Sicherheitseinrichtungen und Sicherheitsvorkehrun-gen und

c) Überprüfung von Zeugnissen oder Bescheinigungen für Austauschteile.

8.2 Mobile Anlagen

8.2.1 Allgemeines

(1) Mobile Konditionierungsanlagen unterliegen folgenden Prüfungen:

a) Vorlaufende Prüfung,

b) Abnahme- und Funktionsprüfung,

c) Wiederkehrende Prüfungen.

(2) Die Ergebnisse der Prüfungen sind in Berichten, Beschei-nigungen oder Zeugnissen niederzulegen. Diese Prüfnach-weise müssen alle für die durchgeführten Prüfungen wichtigen Angaben enthalten. Dazu gehören mindestens:

a) eindeutige Angabe des Prüfobjektes,

b) Art der Prüfung mit Angabe der zugehörigen Prüfvorschrif-ten,

c) Auflistung der zur Prüfung vorgelegten Unterlagen,

d) im Einzelnen durchgeführte Prüfungen und deren Ergeb-nisse,

e) festgestellte Mängel, gegebenenfalls Fristen für deren Be-seitigung und anschließende erneute Prüfung,

f) zusammenfassende Bemerkungen, ob oder unter welchen Einschränkungen das Prüfobjekt den Anforderungen ent-spricht und bestimmungsgemäß verwendet werden kann und

g) Name und Unterschrift des Prüfers mit Angabe von Prüfort und Prüfdatum.

(3) Der Prüfer muss alle von ihm geprüften Unterlagen mit seinem Prüfvermerk und einem Zugehörigkeitsvermerk zu dem entsprechenden Prüfnachweis versehen.

(4) Werden bereits geprüfte Unterlagen geändert, so ist hin-sichtlich der Änderungen eine erneute Prüfung erforderlich.

8.2.2 Vorlaufende Prüfung

(1) Vor Anlieferung und Aufbau einer mobilen Konditionie-rungsanlage in einem Kontrollbereich ist zu prüfen, ob

a) die vorgesehene Konditionierungsanlage zur sicheren und bestimmungsgemäßen Konditionierung der Abfälle geeig-net ist,

b) diese Anlage über eine gültige Genehmigung nach AtG oder StrlSchG verfügt und dort enthaltene Auflagen beachtet werden und

c) der vorgesehene Aufstellungsort der mobilen Konditionie-rungsanlage hinsichtlich aller technischen Randbedingungen, wie räumlichen Bedürfnissen, Bodenbelastungen, Medienver-sorgung, Auswirkungen auf radiologische Verhältnisse in be-nachbarten Bereichen und Transportwegen, Logistik der ange-

lieferten Abfälle und abzugebenden konditionierten Abfälle, ge-eignet ist und bei der Bedienung der Strahlenschutz des Perso-nals sichergestellt ist.

(2) Für die Prüfungen nach (1) sind folgende Unterlagen vor-zulegen:

a) Ablaufplan, Prüffolgeplan oder kampagnenunabhängige Verfahrensqualifikation für das Konditionierungsverfahren,

b) Angaben über die an die Kraftwerkssysteme zu übergeben-den Abwässer, Abluftmedien und sonstige Abgaben der Konditionierungsanlage,

c) Aufstellungspläne, Belastungspläne, technische Unterlagen über die erforderlichen Schnittstellen, Verbrauchsangaben der verschiedenen Betriebsmedien, Beschreibung der Be-dienung und Instandhaltung,

d) bei Vorliegen einer eigenen Umgangsgenehmigung, die entsprechende Genehmigung einschließlich aller Nebenbe-stimmungen

da) Prüfpläne für wiederkehrende Prüfungen und

db) Prüfpläne für Inbetriebnahme- und Funktionsprüfun-gen.

8.2.3 Abnahme- und Funktionsprüfung

Nach dem Aufbau der mobilen Konditionierungsanlage ist diese einer Abnahme- und Funktionsprüfung zu unterziehen. Hierbei ist zu prüfen ob:

a) technischer Zustand, räumliche Anordnung und Verbindung der Anlagenteile untereinander sowie mit den entsprechen-den Kraftwerkssystemen dem der Vorlaufenden Prüfung zugrunde gelegten Zustand entsprechen,

b) alle Betriebsabläufe funktionsgerecht und fehlerfrei durch-laufen werden,

c) bei Vorliegen der entsprechenden Auslösekriterien die si-cherheitstechnischen Schaltfunktionen (z. B. Notabschal-tung, Temperaturabschaltung, Isolierung der Systeme, Temperaturwarnung, Vakuumbruch) bestimmungsgemäß ausgeführt werden,

d) bei den einzelnen Betriebsabläufen die Funktion aller si-cherheitsrelevanten Schaltfunktionen gewährleistet ist und

e) der Strahlenschutz des Personals bei Bedienung und In-standhaltung sichergestellt ist.

8.2.4 Wiederkehrende Prüfungen

H i n w e i s :

Wiederkehrende Prüfungen mobiler Konditionierungsanlagen erfol-gen unter den Gesichtspunkten der Erfüllung der gestellten Anfor-derungen und in der Verantwortung des für die mobile Anlage zu-ständigen Genehmigungsinhabers.

Liegen für diese Anlagen standortunabhängige Umgangsge-nehmigungen nach § 12 StrlSchG vor, sind die Maßgaben für wiederkehrende Prüfungen diesen Genehmigungen zu entneh-men.

8.3 Längerfristig gelagerte radioaktive Stoffe

8.3.1 Allgemeines

(1) Für längerfristig gelagerte radioaktive Stoffe ist zu prüfen, ob regelmäßige Prüfungen durchzuführen sind. Sind Beein-trächtigungen der Handhabbarkeit oder Aktivitätsaustritte oder –verschleppungen aufgrund von Korrosionsvorgängen auszu-schließen, darf auf regelmäßige Prüfungen verzichtet werden.

H i n w e i s :

Der Gesamtprozess ist in Bild A-1 dargestellt.

(2) Sind regelmäßige Prüfungen durchzuführen, so ist ein Prüfkonzept zu erstellen. Das Prüfkonzept soll die im Folgen-

KTA 3604 Seite 14

den dargelegten Mindestanforderungen für regelmäßige Prü-fungen an längerfristig gelagerten radioaktiven Stoffen umset-zen, um systematisch auftretende negative Veränderungen rechtzeitig erkennen zu können.

(3) Das Prüfkonzept sowie Art und Umfang der regelmäßigen Prüfungen sind festzulegen und unter Berücksichtigung des § 8 StrlSchG mit der zuständigen Behörde abzustimmen.

(4) Für radioaktive Stoffe, die der Freigabe zugeführt werden sollen und für die im Rahmen des Freigabeverfahrens nach §§ 31-42 StrlSchV die Freigabehöffigkeit durch Orientierungs- oder Entscheidungsmessung festgestellt wurde, sind keine re-gelmäßigen Prüfungen im Sinne dieser Regel notwendig.

H i n w e i s :

Durch die Feststellung der Freigabehöffigkeit ist sichergestellt, dass von diesen Stoffen keine radiologische Gefährdung mehr aus-geht, die weiterführende Maßnahmen im Sinne dieser Regel recht-fertigen würde.

8.3.2 Werkzeuge und Komponenten

Der Umfang der Prüfungen an kontaminierten Werkzeugen, wiederverwendbaren radioaktiven Bauteilen und Komponenten nach Abschnitt 5 ist innerbetrieblich zu regeln.

8.3.3 Guss- und Betonbehälter

Für dickwandige Beton- oder Gussbehälter ist aufgrund ihrer Eigenschaften ein Integritätsverlust nicht zu besorgen. Daher sind für diese Behältertypen keine regelmäßigen Prüfungen notwendig.

H i n w e i s :

Wiederkehrende Prüfungen z. B. für die verkehrsrechtliche Zulas-sung oder zur Sicherstellung der Integrität des Dichtungssystems sind hiervon unberührt.

8.3.4 Sonstige

Das Prüfkonzept sonstiger längerfristig gelagerter radioaktiver Stoffe (z. B. zur Entsorgung vorgesehene unverpackte Kompo-nenten und andere Behälter (z. B. Boxen, Big Bags, Plastiksä-cke) ist mit der zuständigen Behörde abzustimmen.

8.3.5 Dünnwandige Stahlblechbehälter

H i n w e i s :

Dünnwandige Stahlblechbehälter können rund oder kubisch aus-geführt sein (z. B. 200-Liter-Fass oder Konrad-Stahlblechcontai-ner).

8.3.5.1 Allgemeines

(1) Sind Gebinde in andere Behälter eingestellt, so sind re-gelmäßige Prüfungen an ihnen nur dann durchzuführen, wenn ihre Handhabbarkeit über die Lagerzeit erhalten bleiben muss, z. B. weil sie für die Weiterverarbeitung wieder entnommen wer-den müssen. Anderenfalls gilt der Außenbehälter als zu prüfen-des Gebinde, falls es sich um einen dünnwandigen Stahlblech-behälter handelt.

(2) Bei bestehenden Lagersituationen können in Einzelfallbe-trachtungen insbesondere dann in Abstimmung mit der zustän-digen Behörde geeignete Maßnahmen für ein Prüfkonzept fest-gelegt werden, wenn die regelmäßigen Prüfungen nach diesem Abschnitt z. B.

a) zu unverhältnismäßig hohen Strahlenexpositionen führen,

b) zu unverhältnismäßig vielen Handhabungsvorgängen führen,

c) nur eingeschränkte Zugangsmöglichkeiten vorliegen oder

d) die Prüfungen aus Platzgründen nicht durchführbar sind.

(3) Für in andere Behälter eingestellte Gebinde gilt (2) sinn-gemäß.

(4) Regelmäßige Prüfungen sind grundsätzlich durch Sicht-prüfungen an der gesamten Oberfläche durchzuführen. Diese können direkt ohne oder mit Hilfsmitteln (z. B. Spiegel) oder in-direkt (z. B. Kamera) durchgeführt werden. Von einer Prüfung der gesamten Oberfläche mit Boden und Deckel darf abgese-hen werden, wenn

a) die Gebinde bei Einlagerungsbeginn in ordnungsgemäßem Zustand sind und bei der Lagerung alle Behälter soweit zu-gänglich sind, dass mindestens die Hälfte ihrer Mantelober-fläche einer Sichtprüfung unterzogen werden kann. Nach längstens 5 Prüfintervallen (Tabellen 8-1 und 8-2) jedoch spätestens nach 10 Jahren muss eine vollständige Prüfung (inklusive Deckel und Boden) des anstehenden Prüfloses (tatsächlich zu prüfende Gebinde) durchgeführt werden.

b) in einer Einzelfallbetrachtung dargelegt wird, dass systema-tisch auftretende negative Veränderungen rechtzeitig er-kannt werden.

8.3.5.2 Prüfkonzept

(1) Die regelmäßigen Prüfungen sind in Abhängigkeit von den Stoff- und Behältereigenschaften (siehe 8.3.5.3 (1)) an al-len Gebinden nach einem Prüfverfahren (Rotationsverfahren, Stichprobenverfahren, Referenzgebindeverfahren oder einer Kombination dieser Verfahren) nach 8.3.5.5 durchzuführen.

(2) Die Festlegung der Prüfintervalle und Prüflose in den Ta-bellen 8-1 und 8-2 geht von günstigen Umgebungsbedingun-gen während der Lagerung aus, d. h.

a) konditionierte Raumluft oder

b) keine Taupunktunterschreitung oder

c) Umlüftung der Behälter, sodass Feuchte schnell abtrocknen kann.

Trifft keine dieser Randbedingungen zu, so ist eine Anpassung der in den Tabellen 8-1 und 8-2 genannten Prüfintervalle zu prüfen. Das kürzeste Prüfintervall beträgt ein Jahr.

(3) Zusätzlich sollen bei Handhabungsvorgängen die ge-handhabten Gebinde einer Sichtprüfung der visuell prüfbaren Oberflächen unterzogen werden.

(4) Die ohne weitere Handhabung sichtbaren Oberflächen an allen Gebinden im Gebindestapel sind jährlich einer Sichtprüfung zu unterziehen. Dies soll z. B. durch eine Kamerafahrt oder Begehung erfolgen. Alternativ ist es zulässig, Erkenntnisge-winn aus Handhabungsvorgängen nach (3) heranzuziehen.

(5) Liegen aus der Betriebshistorie Anhaltspunkte oder Erfah-rungswerte vor, die eine Anpassung des Prüfkonzeptes nahe-legen, ist das Prüfkonzept sowie der Umfang und die Häufigkeit der Prüfungen zu überprüfen.

8.3.5.3 Bewertung der Stoff- und Behältereigenschaften

(1) Die Stoffeigenschaften der Gebinde sind gemäß Bild 8-1 im Hinblick auf ein günstiges ( ) oder ungünstiges ( ) Korro-sionsverhalten zu bewerten. Die Behältereigenschaften der Ge-binde sind ebenso gemäß Bild 8-1 im Hinblick auf ein günstiges ( ) oder ungünstiges ( ) Korrosionsverhalten zu bewerten.

Im Ergebnis sind folgende Kombinationen je Gebinde möglich:

( / ) ( / ) ( / ) ( / ).

Erläuterungen hierzu finden sich in Tabellen A-1 und A-2.

(2) Wurden die Gebinde nach einem qualifizierten Verfahren hergestellt, sind die Stoff- und Behältereigenschaften generell positiv zu bewerten (d. h. / ).

(3) Insbesondere Gebinde mit negativ bewerteten Stoffeigen-schaften und negativ bewerteten Behältereigenschaften ( / ) sollten zeitnah qualifiziert werden.

KTA 3604 Seite 15

Bild 8-1: Ermittlung der Stoff- und Behältereigenschaften von dünnwandigen Stahlblechbehältern

Gebinde mit positiver Erwartungshaltung

Gebinde mit bedingt positiver

Erwartungshaltung

Gebinde mit neutraler Erwartungshaltung

Gebinde mit negativer Erwartungshaltung

Stoff �

Behälter �

Prüfintervall in Jah-ren 101) 51) 21) 1

Prüflos Rotationsverfahren

-

50 % von N 40 % von N 25 % von N

Prüflos Stichprobenverfahren

50 % von S 50 % von S 40 % von S Einzelfallbetrachtung

1) Prüfung kann frei auf das Prüfintervall aufgeteilt werden

N: Gebindeanzahl einer Prüfcharge

S: Stichprobenumfang einer Prüfcharge ermittelt nach Tabelle 8-3

Tabelle 8-1: Prüfumfang (% der zu prüfenden Gebinde=Größe des Prüfloses) und Prüfintervall in Abhängigkeit von den Stoff- und Behältereigenschaften beim Rotationsverfahren und Stichprobenverfahren.

Bewertung derStoffeigenschaften

Stoff bekannt?

korrosiveEigenschaften

ausgeschlossen?

Korrosionsschutzintakt?

konstr. Ausführunggeeignet?

Materialpaarunggeeignet?

qualifiziertesVerfahren?

Bewertung derBehältereigenschaftennein

nein

ja

ja

ja

nein

ja

ja

ja

nein

nein

nein

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Gebinde mit positiver Er-

wartungshaltung Gebinde mit bedingt posi-tiver Erwartungshaltung

Gebinde mit neutraler Erwartungshaltung

Gebinde mit negativer Erwartungshaltung

Stoff �

Behälter �

Prüfintervall in Jahren 1 1 1 1

Prüflos 1 % von N 5 % von N Einzelfallbetrachtung

N: Gebindeanzahl einer Prüfcharge

Tabelle 8-2: Prüfumfang (% der zu prüfenden Gebinde=Größe des Prüfloses) und Prüfintervall in Abhängigkeit der Stoff- und Behältereigenschaften beim Referenzgebindeverfahren

8.3.5.4 Prüfchargen

(1) Zur Durchführung der regelmäßigen Prüfungen sind die Gebinde in Prüfchargen zusammenzufassen. Mögliche Prüf-chargenbildungen sind:

a) Gebinde mit sowohl gleichem Stoff und gleicher Stoffquali-tät als auch gleichem Behältertyp und gleicher Behälterqua-lität,

H i n w e i s e :

1) z. B. mehrere Presstrommeln mit jeweils Bauschutt.

2) Auch Gebinde mit negativ bewerteten Stoffeigenschaften ( )

und negativ bewerteten Behältereigenschaften ( ) können zu einer Prüfcharge zusammengefasst werden, wenn sowohl Stoff und Stoffqualität als auch Behältertyp und Behälterqualität gleich sind.

b) Gebinde mit positiv bewertetem Stoff- und positiv bewerte-ten Behältereigenschaften ( / ).

H i n w e i s :

Siehe Beispiel 7 in Tabelle A-2.

c) Gebinde mit positiv bewerteten Stoffeigenschaften und glei-chen Behältertypen und –qualitäten oder

H i n w e i s :

Siehe Beispiel 6 in Tabelle A-2.

d) Gebinde mit positiv bewerteten Behältereigenschaften und gleichen Stoffen und Stoffqualitäten.

H i n w e i s :

Siehe Beispiel 5 in Tabelle A-2.

Weitere Beispiele hierzu finden sich in Tabelle A-2.

(2) Gebinde mit unbekanntem Stoff oder unbekannter Eigen-schaft des Stoffes ( ), sowie weitere Gebinde, die sonst keiner Prüfcharge zugeordnet wurden, dürfen jeweils in einer Prüf-charge zusammengefasst werden.

(3) Aus jeder Prüfcharge ist ein Prüflos (tatsächlich zu prü-fende Gebinde) festzulegen.

(4) Bei einer Änderung der Prüfchargengröße durch Zu- oder Abgänge ist der Prüfumfang anzupassen. Für den Beginn der regelmäßigen Prüfungen ist das Jahr der Einlagerung des ers-ten Gebindes der Prüfcharge maßgebend. Der Prüftermin kann im Kalenderjahr frei gewählt werden. Gebinde, die im Kalender-jahr der Prüfung der Prüfcharge neu zugeordnet werden, sind nicht zu berücksichtigen.

8.3.5.5 Prüfverfahren

Für Prüfchargen nach 8.3.5.4 (2) ist das Rotationsverfahren an-zuwenden. Für Gebinde mit negativ bewerteten, aber bekann-ten Stoffeigenschaften und negativ bewerteten Behältereigen-schaften ist vorrangig das Rotationsverfahren anzuwenden. Für alle anderen Prüfchargen ist vorrangig das Stichproben- oder

Referenzgebindeverfahren anzuwenden, soweit nach Tabellen 8-1 und 8-2 vorgesehen.

8.3.5.5.1 Rotationsverfahren

Für jede Prüfcharge mit der Gebindeanzahl N sind beim Rota-tionsverfahren Prüflose von jeweils 25%, 40 % oder 50 % zu bilden (vgl. Tabelle 8-1) und jährlich, zweijährlich oder fünfjähr-lich zu prüfen, so dass nach 4 bis10 Jahren alle Gebinde ge-prüft wurden.

8.3.5.5.2 Stichprobenverfahren

(1) Für jede Prüfcharge mit der Gebindeanzahl N mit gleichen Stoff- und Behältereigenschaften ist regelmäßig ein Stichpro-benumfang S nach Tabelle 8-3 zu bestimmen. Zur Ermittlung des Prüfloses ist Tabelle 8-1 anzuwenden.

(2) Zur Ermittlung der Prüfintervalle sind Bild 8-1 und Tabelle 8-1 anzuwenden. Anwendungsbeispiele sind in Tabelle A-3 dargestellt. Bei mehrjährlichen Prüfintervallen ist es möglich, die zu prüfende Stichprobe anteilig mit entsprechend ange-passtem Umfang durchzuführen.

H i n w e i s :

Bei einem mehrjährlichen Prüfintervall kann die Prüfung der Stich-probe auf das Prüfintervall verteilt werden, z B. können bei 5-jährli-chem Prüfintervall jährlich jeweils 1/5 der festgelegten Stichprobe geprüft werden.

(3) Das Prüflos ist für jede Prüfung unter Berücksichtigung der Stoff- und Behältereigenschaften aus der Prüfcharge zufäl-lig zu bestimmen. Es ist zulässig, dieses Prüflos unter Berück-sichtigung von Aspekten des Strahlenschutzes und der Hand-habung anzupassen.

(4) Die Bildung der Prüfchargen und die Auswahl der zu prü-fenden Gebinde (Prüflos) sind mit der zuständigen Behörde ab-zustimmen.

8.3.5.5.3 Referenzgebindeverfahren

(1) Für jede Prüfcharge mit der Gebindeanzahl N sind Refe-renzgebinde auszuwählen, welche für alle Gebinde dieser Prüf-charge repräsentativ sind.

(2) Zur Ermittlung der Anzahl der Referenzgebinde sind Bild 8-1 und Tabelle 8-2 anzuwenden. Anwendungsbeispiele sind in Tabelle A-3 dargestellt.

(3) Die regelmäßigen Prüfungen sind jährlich an diesen Re-ferenzgebinden durchzuführen.

(4) Die Bildung der Prüfchargen und die Auswahl der Refe-renzgebinde sind mit der zuständigen Behörde abzustimmen.

KTA 3604 Seite 17

Gebinde Anzahl N einer Prüfcharge

Stichprobenumfang S

1-29 N

30 29

31-33 30

≤ 36 32

≤ 39 34

≤ 44 36

≤ 49 38

≤ 55 40

≤ 63 42

≤ 72 44

≤ 80 46

≤ 100 48

≤ 120 50

≤ 150 52

≤ 200 54

≤ 300 56

≤ 600 58

> 600 59

Tabelle 8-3: Ermittlung des Stichprobenumfangs für regelmä-ßige Prüfungen

8.3.6 Prüfergebnisse und Erfahrungsrückfluss

(1) Die Ergebnisse der regelmäßigen Prüfungen nach 8.3.5.5 sind zu dokumentieren. Dazu gehören mindestens

a) eine eindeutige Angabe des Prüfobjektes,

b) Art der Prüfung mit Angabe der zugehörigen Prüfvorschrif-ten und deren Ergebnisse sowie

c) Name und Unterschrift des Prüfers mit Prüfdatum.

(2) Bei Feststellungen an Gebinden sind diese hinsichtlich des Einflusses auf die Integrität des Gebindes zu bewerten und gegebenenfalls Maßnahmen sowie Fristen für deren Umset-zung festzulegen (Tabelle 8-4). Die Umsetzung ist zu doku-mentieren.

H i n w e i s :

Anforderungen an den Erfahrungsrückfluss und systematischem Informationsaustausch sind in KTA 1402 geregelt.

KTA 3604 Seite 18

Befund-kategorie

Bewertung Maßnahme: Beispielhafte Feststellungs- / Befund-beschreibung:

A Feststellung ohne Handlungsbe-darf

- aus der normalen Handhabung resultierende typische Gebrauchs-spuren

- Dokumentation der Prüfung

- Zurückstellen in den Verband

- oberflächliche Kratzer des äußeren Korrosionsschutzes mit intakter Grun-dierung

- Verformungen (Dellen) aufgrund von Handhabungsfolgen, die keine Aus-wirkungen auf die Behälterintegrität haben und zu keiner Verletzung des Korrosionsschutzes geführt haben

- typische Gebrauchsspuren (z. B. Farbabplatzungen) an den vorgese-henen Anschlagpunkten, Rollreifen-außenseite und Stellflächen aufgrund der benutzten Handhabungswerk-zeuge

- äußere Ablagerungen aufgrund des Befüllvorganges

- Verfärbung der Außenoberfläche des Gebindes, z. B. durch thermische Behandlung

B Feststellung ohne unverzüglichen Handlungsbedarf (Befund)

- Schäden an Gebinden, die über typische Gebrauchsspuren hin-ausgehen, aber weder eine Beein-trächtigung der Integrität noch eine Systematik befürchten lassen

- Verursacht durch mechanische Einwirkungen auf die Gebinde

- Dokumentation der Prüfung

- Verfolgung der Entwicklung des Be-fundes oder Festlegung einer Beseiti-gungsmaßnahme mit Terminvorgabe

- ggf. Einstellen in Überfass

- Ursachenklärung

- Prüfung auf Stapelfähigkeit

- Übertragbarkeitsprüfung auf andere Gebinde der Prüfcharge, ggf. Erweite-rung des Prüfumfanges

- Übertragbarkeitsprüfung im Hinblick auf eine Verbesserung der Handha-bung prüfen

- bis auf das Strukturmaterial gehende Kratzer des Korrosionsschutzes

- Kleinflächige, punktförmige ober-flächliche Rostspuren auf Fassman-tel, - deckel, -boden

- leichte Deckelwölbung, Verformun-gen / Dellen ohne Rost

C Feststellung mit unverzüglichem Handlungsbedarf (Befund)

- Schäden an Gebinden, die nicht durch mechanische Einwirkung von außen entstanden sind

- Resultierend aus Umgebungsbe-dingungen, Herstellung der Gebin-deeinheiten oder einer Kombina-tion unterschiedlicher Parameter (z. B.: mechanische Schäden und ungünstige Umgebung � chem. Prozesse)

- Dokumentation der Prüfung

- Ursachenklärung, Möglichkeit der Systematik prüfen

- Übertragbarkeitsprüfung mit Erwei-terung des Prüfumfanges auf Ge-binde aus der Prüfcharge

- Gebinde durch Umfüllen auflösen oder nachkonditionieren, ggf. Einstel-len in Überfass

- Wanddurchdringende Durchrostung der Behälterwand

- Gebinde-Inhalt ist bereits ausgetre-ten

- Riss in der Behälterwand

- Rostschäden und/oder Verformung des Gebindes ggf. mit Beeinträchti-gung der Integrität, so dass eine Handhabung mit Standard-Transport-mittel nicht mehr möglich ist (deutlich sichtbare Deckelwölbung, Verformun-gen / Dellen ohne Rost)

Tabelle 8-4: Kategorisierung von Feststellungen bei der Prüfung an Gebinden

KTA 3604 Seite 19

9 Dokumentation

(1) Die zur Errichtung und zum Betrieb erstellten Unterlagen für die Anlagen zur Lagerung, Handhabung, Abgabe und zum Transport sind vor deren Inbetriebnahme zusammenzustellen. Diese Unterlagen müssen den jeweiligen Stand der geplanten Lagerung und Handhabung beschreiben.

(2) Aus den Unterlagen müssen die zur Erfüllung der nach 3 bis 8 enthaltenen Anforderungen notwendigen technischen und organisatorischen Maßnahmen hervorgehen. Insbesondere sind die vorgesehenen Abläufe und erforderlichen Strahlen-schutzmaßnahmen zu beschreiben und, soweit dies zur Klar-stellung erforderlich ist, durch Zeichnungen zu erläutern.

(3) Die Unterlagen nach 3.4 (17), 4.4 (2), 5.1 (6), 5.4 (2) und 7.4 (6) sind in die Dokumentation aufzunehmen.

(4) Die für die ordnungsgemäße Durchführung erforderlichen Unterlagen müssen den mit der Planung oder Leitung von La-gerungs-, Handhabungs- und Transportvorgängen sowie den mit der Abgabe Beauftragten zugänglich sein.

(5) Bei der Erfassung radioaktiver Abfälle sind die Anforde-rungen nach § 2 der AtEV zu beachten.

KTA 3604 Seite 20

Anhang A (informativ) Erläuterungen zu Abschnitt 8.3

Bild A-1: Prinzipbild zu 8.3

qualifiziertesVerfahren?

(vgl. Tabelle A-1)

Prüfchargenbildung(8.3.5.4/ Tabelle A-2)

FestlegungPrüfverfahren

(8.3.5.5)

Festlegung Prüfintervallund Prüflos

(Tabellen 8-1 und 8-2)

ggf. Überprüfungund Optimierung

Lagerdauer>12 Monate?

Gesamtheit aller Gebinde

keine regelmäßigenPrüfungen

dünnwandigerBehälter? (8.3.5)

Bewertung Stoff-/Behältereigenschaften(Bild 8-1/Tabelle A-1)

Prüfkonzept nach 8.3.5

nein

ja

ja

janein

nein

KTA 3604 Seite 21

(1) Nach Bild 8-1 ist mittels der Entscheidungspfade „ja/nein“ für die Bereiche „Stoff“ und „Behälter“ für einzelne Gebinde zu ermitteln, ob günstige Bedingungen ( für Stoff und für Behälter) oder ungünstige Bedingungen ( für Stoff und für Behälter) vorliegen. Sind keine Informationen vorhanden, so ist stets von ungünstigen Bedingungen auszugehen. Mögliche Kombinationen sind: ( / ) ( / ) ( / ) ( / ). Beispiele aus der Praxis siehe Tabelle A-1.

Tabelle A-1: Definitionen der in Bild 8-1 verwendeten Eigenschaften sowie Beispiele der Bewertung und Entscheidungskriterien

Frage Antwort

ja nein

Qualifiziertes Verfahren? Wurde bei der Konditionierung des Abfalls ein qualifiziertes Verfahren an-gewendet, welches heute noch in gleicher oder ähnlicher Form für ziel-führend erachtet wird?

neuer Ablaufplan/Prüffolge-plan bzw. mit aktuellem Verfahren

kein Ablaufplan, kein Prüf-folgeplan, veraltetes Ver-fahren, ggf. fehlende Nach-weise für Eigenschaften

Stoffeigenschaften

Stoff bekannt? Ist die Stoffzusammensetzung und -qualität bekannt? Wurde der radioak-tive Stoff z. B. sortiert?

Sortierung, gut bekannte Zusammensetzung, nur ein Stoffstrom

keine Sortierung, diverse Stoffströme, Inhalt nicht/un-genügend bekannt

korrosive Eigenschaften

ausgeschlossen?

Kann ausgeschlossen werden, dass in der Behälteratmosphäre korrosive Eigenschaften vorliegen?

trockenes Abfallprodukt, keine chem./biol. Aktivität

hohe Restfeuchte, freie Flüssigkeit, chem./biol. Re-aktion (Gasbildung), ag-gressive Inhaltsstoffe

Behältereigenschaften

Korrosionsschutz intakt? Ist sichergestellt, dass der Korrosi-onsschutz intakt ist (auch nach der Konditionierung)?

schwerer Korrosions-schutz, vorsichtige Handha-bung, keine spitzen/ schar-fen Gegenstände

kein Korrosionsschutz, nicht fachgerechte Ausbes-serungen, Beschädigung durch Konditionie-rung/Handhabung zu unter-stellen

Konstruktive Ausführung geeignet?

Ist die konstruktive Ausführung (Wandstärke, Rollreifen,Z) so gestal-tet, dass der Behälter ein hohes Maß an Widerstand gegen Durchrosten besitzt?

große Wandstärke (meh-rere mm), keine Ecken, keine Kanten, auf denen sich Flüssigkeit sammeln kann

geringe Wandstärke (bis 1,5 mm), Kanten, Sicken oder Ecken, z. B. Rollreifen

Materialpaarung geeignet? Ist die Materialpaarung Stoff-Behälter unkritisch?

Materialien, die nicht mitei-nander reagieren, z. B. In-nenauskleidung mit Plastik-tüte, Edelstahl

Materialien, die leicht mitei-nander reagieren, z. B. Wasser und Eisen, Alumi-nium und Beton

KTA 3604 Seite 22

(2) Die Gebinde werden anschließend zu einer Prüfcharge zusammengefasst. Beispiele aus der Praxis siehe Tabelle A-2.

Bei-spiel

Beschreibung Bewertung Prüfchargenbildung

Stoff Behälter Stoff Behälter

1

Mischabfall unsortiert Presstrom-mel1)

Siehe 8.3.5.4 (2), Zusammenfassung zu einer Prüf-charge nur für das Rotationsverfahren zulässig. Behälter sind direkt vergleichbar, jedoch Stoff nicht ausreichend bekannt, um vergleichbare oder posi-tive Eigenschaften bezüglich des Korrosionsverhal-tens belegen zu können.

Mischabfall unsortiert Presstrommel

2

Bauschutt feucht Presstrommel Siehe 8.3.5.4 (2), Zusammenfassung zu einer Prüf-charge nur für das Rotationsverfahren zulässig. Behälter sind direkt vergleichbar, jedoch keine ver-gleichbaren oder positiven Stoffeigenschaften (z. B. pH-Wert, Chloridgehalt?) bezüglich des Korrosi-onsverhaltens.

Sumpfschlamm feucht Presstrommel

3

Bauschutt feucht Presstrommel Siehe 8.3.5.4 (2), Zusammenfassung zu einer Prüf-charge nur für das Rotationsverfahren zulässig. Stoff direkt vergleichbar, jedoch keine vergleichba-ren oder positiven Behältereigenschaften bezüglich des Korrosionsverhaltens.

Bauschutt feucht gebrauchtes 200-l-Fass2)

4

Filterkerzen feucht Edelstahlfass Siehe 8.3.5.4 (2), Zusammenfassung zu einer Prüf-charge nur für das Rotationsverfahren zulässig. Be-hälter sind direkt vergleichbar, jedoch keine ver-gleichbaren oder positiven Stoffeigenschaften (z. B. pH-Wert, Chloridgehalt?) bezüglich des Korrosi-onsverhaltens.

Sumpfschlamm Edelstahlfass

5

Harze feucht Edelstahlfass Zusammenfassung zu einer Prüfcharge zulässig. Behälter nicht direkt vergleichbar, aber positiv und Stoffe vergleichbar bezüglich des Korrosionsver-haltens. Siehe 8.3.5.4 (1) d) Harze feucht

neuwertiges Fass mit intak-tem Korr.-Schutz

6

Mischabfall trocken Presstrommel

Zusammenfassung zu einer Prüfcharge zulässig. Behälter direkt vergleichbar und Stoffe haben posi-tive Eigenschaften bezüglich des Korrosionsverhal-tens. Siehe 8.3.5.4 (1) c) Bauschutt trocken Presstrommel

7

Verdampferkonzent-rate trocken

400-l-Edel-stahlfass

Zusammenfassung zu einer Prüfcharge zulässig. Stoff und Behälter haben positive Eigenschaften bezüglich des Korrosionsverhaltens. Siehe 8.3.5.4 (1) b)

Mischabfall verpresst, trocken, ALP

neuwertiges Fass mit intak-tem Korr.-Schutz

Metallschrott/Bau-schutt trocken, ALP

Container Typ V

1) Presstrommel ohne Korrosionsschutz 2) Fass mit beschädigtem Korrosionsschutz

Tabelle A-2: Beispiele für die Festlegung von Prüfchargen für Gebinde mit gleicher Kombination aus Stoff- und Behältereigen-schaften

(3) Tabelle 8-1 liefert dann für die Prüfverfahren Rotation und Stichprobe die konkreten Prüfintervalle und Prüflose: Die ermit-telten günstigen Bedingungen ( oder ) oder ungünstigen Bedingungen ( oder ) ergeben senkrecht betrachtet abhängig vom Prüfverfahren 10-, 5-, 2- oder jährliche Prüfintervalle für eine Prüfcharge.

(4) Beim Rotationsverfahren sind 50 % ( / ) fünfjährlich, 40% zweijährlich ( / ) bzw. 25% jährlich ( / ) zu prüfen.

(5) Beim Stichprobenverfahren wird anhand von Tabelle 8-3 die Stichprobe S ermittelt, die entsprechende Größe des Prüfloses (Teilmenge der Stichprobe in %) ist Tabelle 8-1 (Zeile 6) zu entnehmen.

(6) Abfälle mit positiver oder bedingt positiver Erwartungshaltung dürfen nach dem Referenzgebindekonzept geprüft werden (Tabelle 8-2). Das Prüfintervall ist immer jährlich, die Größe des Prüfloses ist 1 % der Prüfcharge bei / und 5 % bei / .

KTA 3604 Seite 23

Stoff Behälter Bewertung Prüfintervall [a] Anteil

Stoff Behälter Rotation Stichproben-

verfahren Referenzgebinde

(%)

Qualifiziertes Verfahren - 10 1

Mischabfall unsortiert gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

1 Einzelfallbe-

trachtung Einzelfallbetrach-

tung

sortiert, nass/feucht

Fass mit Korrosions-schutz (intakt)

2 2 Einzelfallbetrach-

tung

sortiert, trocken gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

verpresst/ getrocknet nach ALP1)

neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

Flüssige Ab-fälle

Sägeschlämme gleicher Zusam-mensetzung

gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz, innen reiß-fester dicker Plastikbeutel

2 2 Einzelfallbetrach-

tung

Verdampfer-konzentrate

betrieblich vorge-trocknet ohne Be-leg

gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

1 Einzelfallbe-

trachtung Einzelfallbetrach-

tung

betrieblich vorge-trocknet aus glei-cher Charge

neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

2 2 Einzelfallbetrach-

tung

betrieblich vorge-trocknet mit Beleg

gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

betrieblich vorge-trocknet mit Beleg

neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

nach ALP getrock-net

gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

nach ALP getrock-net

neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

Bauschutt frisch gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

frisch neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

Stahlschrotte entwässert gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

1 Einzelfallbe-

trachtung Einzelfallbetrach-

tung

entwässert neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

2 2 Einzelfallbetrach-

tung

getrocknet gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

getrocknet neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

Aschen betoniert gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

1 Einzelfallbe-

trachtung Einzelfallbetrach-

tung

betoniert neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

2 2 Einzelfallbetrach-

tung

trocken gebrauchtes Fass ohne Korr.-Schutz

5 5 5

trocken neuwertiges Fass mit in-taktem Korr.-Schutz

- 10 1

1) ALP: (Ablaufplan) Verfahren nach § 3 AtEV, konkretisiert in der Bekanntmachung „Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Rest-stoffe und radioaktiver Abfälle vom 19. November 2008 (BAnz. 2008, Nr. 197, S. 4777)“)

Tabelle A-3: Anwendungsbeispiele

KTA 3604 Seite 24

Prüfcharge N 50 Gebinde

Stoff- / Behälter-eigenschaften

/ / /

Prüfchargen mit gleichen Eigen-schaften

ja ja ja nein

Prüfintervall [a] 10 1 5 1 2 2

Prüfverfahren Stichprobe Referenz Stichprobe Referenz Stichprobe Rotation

Größe des Prüf-loses

50 % von S=40 1 % von N=50 50 % von S=40

(s. Tab. 8-3) 5 % von N=50

40 % von S=40 (s. Tab. 8-3)

40 % von N=50

Gebinde/Prüfin-tervall

20 1 20 (2,5) 3 16 20

Gebinde bei jähr-licher Prüfung

2 1 4 3 8 10

Prüfcharge N 500 Gebinde

Stoff- / Behälter-eigenschaften

/ / /

Prüfchargen mit gleichen Eigen-schaften

ja ja ja nein

Prüfintervall [a] 10 1 5 1 2 2

Prüfverfahren Stichprobe Referenz Stichprobe Referenz Stichprobe Rotation

Größe des Prüf-loses

50 % von S=58 (s. Tab. 8-3)

1% von N=500 50 % von S=58 5 % von N=500 40 % von S=58 (s. Tab. 8-3) 0

40 % von N=50

Gebinde/Prüfin-tervall

29 5 29 25 23 200

Gebinde bei jähr-licher Prüfung

32) 52) 61) 251) 12 100

1) Durch die Anwendung der zufälligen Auswahl der Gebinde für das Stichprobenverfahren kann bei großen Prüfchargen wegen der zugrunde gelegten Statistik und auf Grund von Betriebserfahrungen ein kleineres Prüflos als beim Referenzgebin-deverfahren erreicht werden.

2) Durch die zugrunde gelegte positive Erwartung hinsichtlich der Langzeitstabilität dieser Gebinde ergeben sich diese klei-nen Prüflose.

Tabelle A-4: Beispielrechnungen für Prüfchargen mit 50 bzw. 500 Gebinden

KTA 3604 Seite 25

Anhang B

Bestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird.

(Die Verweise beziehen sich nur auf die in diesem Anhang angegebene Fassung. Darin enthaltene Zitate von Bestimmungen beziehen sich jeweils auf die Fassung, die vorlag, als die verweisende Bestimmung aufgestellt oder ausgegeben wurde).

AtG Atomgesetz in der Fassung der Bekanntmachung vom 15. Juli 1985 (BGBl. I S. 1565), das zuletzt durch Artikel 1 des Gesetzes vom 10. Juli 2018 (BGBl. I S. 1122, 1124) geändert worden ist

StrlSchG Strahlenschutzgesetz vom 27. Juni 2017 (BGBl. I S. 1966), das durch Artikel 2 des Ge-setzes vom 27. Juni 2017 (BGBl. I S. 1966) geändert worden ist

StrlSchV Strahlenschutzverordnung vom 29. November 2018 (BGBl. I S. 2034, 2036)

AtEV Atomrechtliche Entsorgungsverordnung vom 29. November 2018 (BGBl. I S. 2034, 2172)

SiAnf (2015-03) Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke in der Fassung der Bekanntmachung vom 3. März 2015 (BAnz AT 30.03.2015 B2)

Interpretationen (2015-03) Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November 2012, geändert am 3. März 2015 (BAnz AT 30.03.2015 B3)

ESK-Leitlinien (2013-06) Leitlinien für die Zwischenlagerung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, Revidierte Fassung vom 10.06.2013 (BAnz AT 22.01.2014 B3)

IWRS (1978-07) Richtlinie für den Strahlenschutz des Personals bei der Durchführung von Instandhal-tungsarbeiten in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor:

Teil 1: Die während der Planung der Anlage zu treffende Vorsorge - IWRS I vom 10. Juli 1978 (GMBl. 1978, Nr. 28, S. 418)

AbfKontrollRL (2008-11) Richtlinie zur Kontrolle radioaktiver Reststoffe und radioaktiver Abfälle vom 19. Novem-ber 2008 (BAnz. 2008, Nr. 197, S. 4777)

KTA 1402 (2017-11) Integriertes Managementsystem zum sicheren Betrieb von Kernkraftwerken

KTA 2101.1 (2015-11) Brandschutz in Kernkraftwerken; Teil 1: Grundsätze des Brandschutzes

KTA 2101.2 (2015-11) Brandschutz in Kernkraftwerken; Teil 2: Brandschutz an baulichen Anlagen

KTA 2101.3 (2015-11) Brandschutz in Kernkraftwerken; Teil 3: Brandschutz an maschinen- und elektrotechnischen Anlagen

KTA 3603 (2017-11) Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser in Kernkraftwerken

DIN EN ISO (2017-08) Luftfilter für die allgemeine Raumlufttechnik - Teil 1: Technische Bestimmungen, 16890-1 Anforderungen und Effizienzklassifizierungssystem, basierend auf dem Feinstau-

babscheidegrad (ePM) (ISO 16890-1:2016); Deutsche Fassung EN ISO 16890-1:2016

KTA 3604 Seite 26

Dokumentationsunterlage zur Regeländerung

KTA 3604

Lagerung, Handhabung und innerbetrieblicher Transport radioaktiver Stoffe (mit Ausnahme von Brennelementen) in Kernkraftwerken

Fassung 2019-11

Inhalt

1 Auftrag des KTA

2 Beteiligte Personen

3 Erarbeitung der Regeländerung

4 Berücksichtigte Regeln und Unterlagen

5 Ausführungen zur Regeländerung

1 Auftrag des KTA

1.1 Vorbemerkung

Aufgrund der nach Abschnitt 5.2 der Verfahrensordnung des KTA nach längstens 5 Jahren erforderlichen Überprüfung auf Ände-rungsbedürftigkeit hat der Unterausschuss STRAHLENSCHUTZTECHNIK (UA-ST) auf seiner 86. Sitzung am 10./11. März 2015 über die Regel KTA 3604 beraten.

Der UA-ST stellt fest, dass die Regel in einigen Abschnitten an den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik angepasst werden muss. Der Anpassungsbedarf betrifft insbesondere folgende Punkte:

- Berücksichtigung der ESK-Empfehlung „Leitlinien für die Zwischenlagerung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung“ in der Fassung 2013-06, insbesondere

- Begriffsdefinitionen überprüfen und präzisieren

- Festlegungen zur Überprüfung von gelagerten Gebinden

- Festlegung der Dokumentation von Prüfumfang und Prüfergebnis

1.2 Beschlüsse

Der Kerntechnische Ausschuss (KTA) hat auf seiner 70. Sitzung am 10. November 2015 folgenden Beschluss bezüglich der Regel KTA 3604 gefasst:

Beschluss-Nr.: 70/8.6.11/1 vom 10. November 2015

Der Unterausschuss STRAHLENSCHUTZTECHNIK (UA-ST) wird beauftragt, federführend den Entwurf zur Änderung der Regel

KTA 3604 Lagerung, Handhabung und innerbetrieblicher Transport radioaktiver Stoffe (mit Ausnahme von Brennelementen) in Kernkraftwerken

(Fassung 2005-11)

mit einer Dokumentationsunterlage vorzubereiten und eine Beschlussvorlage dem KTA vorzulegen.

Die Geschäftsstelle wurde beauftragt, diesen Beschluss zur Regel KTA 3604 dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit zur Veröffentlichung im Bundesanzeiger zuzuleiten.

KTA 3604 Seite 27

2 Beteiligte Personen

2.1 Zusammensetzung des Arbeitsgremiums KTA 3604

Dr. Jörg Aign (8. bis 11. Sitzung) Ministerium für Energiewende, Landwirtschaft, Umwelt, Natur und Digitalisierung des Landes Schleswig-Holstein, Kiel

Dr. R. Artinger TÜV SÜD Industrie Service GmbH, München

Dr. W. Botsch TÜV NORD EnSys GmbH & Co. KG, Hannover

Dipl.-Ing. K. Döscher EnBW Kernkraft GmbH, Obrigheim

Dr. K. Förster Kernkraftwerk Gundremmingen GmbH

Dr. A. Nüsser (ab 13. Sitzung) PreussenElektra GmbH, Hannover

Dr. J. Müller Ministerium für Energiewende, Landwirtschaft, Umwelt, Natur und Digitalisierung des Landes Schleswig-Holstein, Kiel

Dipl.-Ing. A. Reichert (ab 13. Sitzung) KTE GmbH Eggenstein-Leopoldshafen

Dipl.-Ing. W. Schappert Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH, Krümmel

Dipl.-Ing. T. Schermer Niedersächsisches Ministerium für Umwelt, Energie, Bauen und Klimaschutz, Hannover

Dr.-Ing. G. Schmelz (bis 12. Sitzung) PreussenElektra GmbH, Emmerthal

2.2 Zusammensetzung des KTA-Unterausschusses STRAHLENSCHUTZTECHNIK (UA-ST)

Vertreter der Hersteller und Ersteller von Atomanlagen:

Dipl.-Phys. T. Hermes Westinghouse Electric Germany GmbH, Mannheim (Stellvertreter: Dipl.-Phys. S. Käfer, Westinghouse Electric Germany GmbH, Mann-

heim)

Dr. H. Feldmann Framatome GmbH, Karlstein am Main (Stellvertreter: Dipl.-Phys. U. Bork, Framatome GmbH, Erlangen)

Vertreter der Betreiber von Atomanlagen:

Dr.-Ing. G. Schmelz PreussenElektra GmbH, Emmerthal (Stellvertreterin: Dipl.-Ing. K. Döscher, EnBW, Philippsburg)

Dipl.-Ing. W. Schappert Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH, Krümmel (Stellvertreter: Dr. K. Förster, Kernkraftwerk Gundremmingen GmbH)

Dipl.-Ing. M. Baschnagel RWE Power AG, Biblis (Stellvertreter: Dr. A. Nüsser, PreussenElektra GmbH, Hannover)

Vertreter des Bundes und der Länder:

Dipl.-Ing. T. Schermer Niedersächsisches Ministerium für Umwelt, Energie, Bauen und Klimaschutz, Hannover (Stellvertreter: Dr. S. Huber, Hessisches Ministerium für Umwelt, Klimaschutz, Land-wirtschaft und Verbraucherschutz, Wiesbaden)

Dr. J. Müller Ministerium für Energiewende, Landwirtschaft, Umwelt, Natur und Digitalisierung des Landes Schleswig-Holstein, Kiel (Stellvertreter: Dr. H. Pohl, Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Ba-den-Württemberg, Stuttgart)

Dipl.-Chem. A. Heckel Bundesamt für Strahlenschutz, Oberschleißheim (Stellvertreterin: Dipl.-Ing. I. Krol, Bundesamt für Strahlenschutz, Berlin)

Vertreter der Gutachter und Beratungsorganisationen:

Dr. H.-W. Drotleff (für: ESK) TÜV NORD EnSys GmbH & Co. KG, Hannover (Stellvertreter: Dipl.-Ing. B. Kallenbach-Herbert (für ESK), Öko-Institut e.V., Darm-

stadt) Dr. J. Kaulard (für: SSK) BRENK Systemplanung, Aachen (Stellvertreter: Dipl.-Phys. C. Küppers (für SSK), Öko-Institut e.V., Darmstadt)

Dr. F. Meissner (Obmann) TÜV NORD EnSys GmbH & Co. KG, Hamburg (Stellvertreter: Dr. K. Harder, TÜV NORD EnSys GmbH & Co. KG, Hamburg)

Dr. C. Schauer TÜV SÜD Industrie Service GmbH, München (Stellvertreter: Dipl.-Phys. H. Thielen, GRS Köln)

KTA 3604 Seite 28

Vertreter sonstiger Behörden und Stellen:

Dipl.-Ing. H. Holder (für DGB) ) EnBW Kernkraft GmbH, Obrigheim

Dipl.-Ing. A. Reichert KTE GmbH Eggenstein-Leopoldshafen (Stellvertreter: J. Waterstradt, EWN Entsorgungswerk für Nuklearanlagen GmbH,

Rubenow)

Dipl.-Ing. M. Treige DIN Deutsches Institut für Normung, Berlin (Stellvertreterin: Dipl.-Ing. J. Winkler, DIN Deutsches Institut für Normung, Berlin)

2.2 Zuständige Mitarbeiterin der KTA-Geschäftsstelle

Dr. R. Volkmann KTA-Geschäftsstelle (beim Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit), Salzgitter 3 Erarbeitung der Regeländerung

3.1 Erarbeitung der Regeländerungsentwurfsvorlage

(1) Das Arbeitsgremium KTA 3604 erarbeitete den Regeländerungsentwurfsvorschlag KTA 3604 in 10 Sitzungen (die 1. und 2. Sitzung waren Vorbereitungssitzungen vor dem Beschluss zur Änderung); die Sitzungen fanden statt:

1. Sitzung am 16.07.2015 bei E.ON in Hannover

2. Sitzung am 23.09.2015 beim Kernkraftwerk Obrigheim

3. Sitzung am 1.12.2015 beim TÜV SÜD in München

4. Sitzung am 18.02.2015 beim TÜV NORD in Hannover

5. Sitzung am 7.04.2016 bei Vattenfall in Hamburg

6. Sitzung am 8.06.2016 bei E.ON in Hannover

7. Sitzung am 20./21.09.2016 bei der GRS in Berlin

8. Sitzung am 26./27.10.2016 bei der GRB in Mitterteich

9. Sitzung am 14./15.12.2016 bei RWE in Essen

10. Sitzung am 18./19.01.2017 bei PreussenElektra in Hannover

(2) Auf der 10. Sitzung verabschiedete das Arbeitsgremium den Regeländerungsentwurfsvorschlag in der Fassung 2017-01 zur Vorlage an den UA-ST mit der Bitte um Freigabe zum Fraktionsumlauf.

(3) Der UA-ST beriet auf seiner 91. Sitzung am 21./22. Februar 2017 über den Regeländerungsentwurfsvorschlag und be-schloss mehrheitlich, diesen in der Fassung 2017-02 (KTA-Dok.-Nr. 3604/17/1) als Regeländerungsvorlage für den Fraktionsum-lauf freizugeben.

(4) Die Regeländerungsentwurfsvorlage KTA 3604 hat vom 1. März bis 30. Juni 2017 den Gruppen des KTA zur Prüfung und Einholung von Meinungsäußerungen vorgelegen. Änderungsvorschläge gingen ein seitens:

MELUR 16.05.2017

EnKK 19.05.2017

ESK-AZ 22.05.2017

VGB 24.05.2017

DGB 29.05.2017 (06.06.2017)

SSK A7 30.05.2017

Fachverband Strahlenschutz 22.06.2017

(5) Über die während des Fraktionsumlaufs eingegangenen Stellungnahmen beriet das Arbeitsgremium auf seiner

11. Sitzung am 20./21.06.2017 beim TÜV SÜD in München

12. Sitzung am 16./17.08.2017 beim TÜV Nord in Hannover

und beschloss nach Durchsprache der Einwendungen die Regeländerungsentwurfsvorlage dem UA-ST zur 92. Sitzung zur Prü-fung vorzulegen.

(6) Der UA-ST beriet auf seiner 92. Sitzung am 11./12 September 2017 über die Regeländerungsentwurfsvorlage. Nach der Vorstellung der im Fraktionsumlauf eingegangenen Stellungnahmen und deren Umsetzung durch das Arbeitsgremium wurde nicht die benötigte Mehrheit für eine Vorlage an den KTA erzielt. Aufgrund der nicht erreichten 5/6 Mehrheit für einen gültigen UA-ST Beschluss beriet das KTA-Präsidium auf seiner 103. Sitzung am 25. September 2017 über die Regel KTA 3604.

KTA 3604 Seite 29

(7) Das KTA-Präsidium beschloss einstimmig, die Regeländerungsvorlage dem KTA nicht zur Beschlussfassung vorzulegen, sondern zur weiteren Bearbeitung an den UA-ST oder das AG zurück zu verweisen.

(8) Für den weiteren Verlauf der Arbeiten wird vom KTA-Präsidium empfohlen, dass das BMU sich dafür einsetzen wird, dass die Beratungsgremien des Bundes ESK und SSK zeitnah eine möglichst abgestimmte Meinung entwickeln und bei der weiteren Erarbeitung des Regeländerungsentwurfes aktiv mitarbeiten, und dass die Betreiber, die Bedenken bezüglich der praktischen Anwendbarkeit des Entwurfs geäußert haben, eine praktische Anwendung des Entwurfes testen werden und kurzfristig konkretes Feedback (inkl. Änderungsvorschläge für den Text, falls sich vorhandene Anforderungen als impraktikabel erweisen) an den UA-ST zu geben.

(9) Auf seiner 93. Sitzung am 12./13. Juni 2018 beriet der UA-ST erneut insbesondere über Anmerkungen der Betreiber und der ESK sowie die Kommentare zum Fraktionsumlauf (ab Abschnitt 8.3). Das Arbeitsgremium wurde anschließend beauftragt, die in der Liste diskutierten Punkte nochmals zu beraten, Abschnitt 8.3 mit Anhang A im Kontext nochmals neu zu strukturieren und Textvorschläge zu erarbeiten. Weiterhin sollen die Fließdiagramme, Stichprobenverfahren und die Matrix überprüft werden.

(10) Das Arbeitsgremium beriet über die vom UA-ST vorgegebenen Punkte auf zunächst drei Sitzungen:

13. Sitzung am 05.07.2018 bei PreussenElektra in Hannover

14. Sitzung am 08./09.08.2018 bei Vattenfall in Hamburg

15. Sitzung am 12./13.09.2018 bei RWE in Essen

(11) Das auf diesen Sitzungen erarbeitete Konzept zur Umsetzung der konkreten Punkte wurde dem UA-ST zur Zustimmung per Email am 19. September 2018 mitgeteilt. Es gingen keine Ablehnungen, jedoch 2 Stellungnahmen mit insgesamt 13 Anmerkun-gen ein. Diese beriet das Arbeitsgremium auf seiner 16. und 17. Sitzung.

16. Sitzung am 24./25.10.2018 beim TÜV SÜD in München

17. Sitzung am 23./24.01.2019 beim Kernkraftwerk Krümmel

(12) Auf seiner 17. Sitzung beschloss das Arbeitsgremium die überarbeitete Regeländerungsentwurfsvorlage dem UA-ST zur Beschlussfassung vorzulegen.

(13) Der UA-ST beriet auf seiner 94. Sitzung am 19./20. Februar 2019 über den überarbeiteten Regeländerungsentwurfsvor-schlag und beschloss anschließend mehrheitlich, dem KTA die Verabschiedung der Fassung Februar 2019 (KTA-Dok.-Nr. 3604/19/1) als Regeländerungsentwurf zu empfehlen.

(14) Der KTA entsprach der Empfehlung des UA-ST und hat auf seiner 73. Sitzung am 12. November 2019 den Regelände-rungsentwurf in der Fassung 2019-11 beschlossen. Gleichzeitig wurde gemäß Abschnitt 5.3 der Verfahrensordnung des KTA beschlossen, dass der Regeländerungsentwurf ohne weitere Beschlussfassung des KTA als Regel aufgestellt wird, sofern inner-halb von 3 Monaten nach Veröffentlichung des Regeländerungsentwurfs bei der KTA-GS keine inhaltlichen Änderungsvorschläge eingehen. Die Bekanntmachung des BMU erfolgte im Bundesanzeiger am 17. Dezember 2019.

KTA 3604 Seite 30

4 Berücksichtigte Regeln und Unterlagen

4.1 Abgleich mit den SiAnf und Interpretationen

(1) In den „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“ sind folgende Anforderungen enthalten, die den Anwendungsbereich der Regel KTA 3604 betreffen:

a) 3.11 Anforderungen an den Strahlenschutz.

(2) Die Anforderungen nach (1) werden in der Interpretation I-8 „Anforderungen an den Strahlenschutz“ präzisiert. Die Umset-zung dieser Festlegungen in KTA 3604 ist in Tabelle D-1 dargestellt.

(3) Inkompatibilitäten zwischen den SiAnf und den Anforderungen der Regel KTA 3604 bestehen nicht.

Anforderungen nach SiAnf Anforderungen nach den Interpretatio-nen I-8

Umsetzung in KTA 3604

Bewertung be-züglich KTA 3604

3 Technische Anforderungen

3.11 Anforderungen an den Strahlen-schutz

3.11 (4) Im Kernkraftwerk müssen Maßnahmen und Einrichtungen vor-gesehen sein, die eine sichere Hand-habung, Einschließung und Lagerung der unbestrahlten und bestrahlten Brennelemente und sonstiger radio-aktiver Stoffe ermöglichen. Diese Maßnahmen müssen so konzipiert und diese Einrichtungen so beschaf-fen, angeordnet und abgeschirmt sein, dass eine unzulässige Strahlen-exposition des Eigen- und Fremdper-sonals und in der Umgebung sowie die Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung verhindert wird.

Gesamte Regel erfüllt

3.11 (5) Auslegung und Betrieb der Anlage sind so zu planen, dass der Anfall von radioaktiven Abfällen und von schadlos zu verwertenden radio-aktiven Stoffen nach Aktivität und Menge unter Berücksichtigung aller Umstände des Einzelfalls so gering wie möglich gehalten wird.

2.7 Interpretationen zu Sicherheitsan-forderung Nummer 3.11 (5) für die Sammlung, Handhabung, Lage-rung und Behandlung radioaktiver Abfälle und schadlos zu verwer-tender radioaktiver Stoffe auf den Sicherheitsebenen 1 und 2

2.7 (1) Radioaktive Abfälle und schadlos zu verwertende radioaktive Stoffe sind entsprechend dem für sie vorgesehenen weiteren Umgang grundsätzlich getrennt zu sammeln und aufzubewahren. Ausnah-men sind zu begründen.

3.1 (1)

4.1

erfüllt

Insbesondere sind Stoffe, die nach den Vorgaben der Strahlenschutzverordnung zur Freigabe vorgesehen oder freigege-ben sind, zur Vermeidung von Kontamina-tionen getrennt von anderen radioaktiven Stoffen zu sammeln und aufzubewahren.

3.1 (2) erfüllt

Tabelle D-1: Abgleich der KTA 3604 mit relevanten Passagen der SiAnf (2015-03) und deren Interpretation I-8 (2015-03)

KTA 3604 Seite 31

4.2 Nationale Regeln und Unterlagen

Bei der Erarbeitung des Regeltextes wurden die im Anhang dieser Regel zitierten Unterlagen berücksichtigt.

4.3 Internationale Regeln und Unterlagen

-

5 Ausführungen zur Regeländerung/in Arbeit

Aufgrund der neuen Strahlenschutzgesetzgebung wurden die verwiesenen Paragraphen entsprechend angepasst.

Zu „Grundlagen“

Absatz 1 wurde an die für alle KTA-Regeln verbindliche Formulierung angepasst. Die „Sicherheitsanforderungen an Kernkraft-werke“ vom 22.11.2012 und deren Interpretationen, die die Sicherheitskriterien und die RSK-Leitlinien fortschreiben sollen, wur-den ergänzt.

Absatz 6 und Abschnitt 9 (5): Es wird nur allgemein der § 2 der AtEV zitiert, der Verweis im Absatz auf das elektronische Buch-führungssystem wurde gestrichen, da § 2 der AtEV allgemein zunächst die Erfassung radioaktiver Abfälle regelt.

Absatz 7: Die bisher zitierte RSK-Empfehlung wurde ersetzt durch die aktuelle ESK-Empfehlung (2013-06) „Leitlinien für die Zwischenlagerung von radioaktiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, Revidierte Fassung vom 10.06.2013“

Zu „Anwendungsbereich“

Absatz (1) a): Der Anwendungsbereich wurde in Bezug auf die Begriffe präzisiert und weist nun darauf hin, dass alle zur Entsor-gung vorgesehenen radioaktiven Stoffe unter den Regelungsbereich der KTA 3604 fallen.

Absatz (1) ac: Ein Aufzählungspunkt zur Anwendung der Regel auf radioaktive Stoffe, die der Freigabe zugeführt werden sollen, wurde ergänzt und präzisiert den bisherigen Absatz (2).

Absatz (1) b): „mit Ausnahme von Großkomponenten“ wurde gestrichen, weil die Großkomponenten eine Teilmenge der Kompo-nenten darstellen. (In der ersten Fassung der Regel 1983 wurden Großkomponenten sowie aktivierte Bauteile im RDB ausge-nommen, da damals keine ausreichenden Kenntnisse für eine Lagerung und Handhabung vorlagen). Aus heutiger Sicht liegen diese Kenntnisse mittlerweile vor.

Absatz (1) letzter Satz: Es wird ein neues Konzept ergänzt, dass den Weg radioaktiver Stoffe bis zur Abgabe, Weiterverwendung oder Entsorgung als Teilprozesse versteht. Die Überlegungen beruhen auf dem klassischen Modell eines Prozesses mit Input und Output und lösen sich somit von den vielen, bisher zumeist unterschiedlich interpretierten Begrifflichkeiten in der Regel. Ein Teilprozess im Sinne dieser Regel ist die zielgerichtete Behandlung von radioaktiven Stoffen in Richtung auf das Entsorgungsziel und kann z. B. Handhabung, Stauen, Lagerung, Behandlung und Transport radioaktiver Stoffe sein. Grundlage eines Teilprozes-ses ist der angenommene Zeitraum von üblicherweise 12 Monaten und mehr. Puffer- und Bereitstellungslagerung sind abhängig vom Zeitraum entweder Bestandteil eines Teilprozesses oder, wenn z. B. eine kurzfristige Handhabung oder ein Transport nicht erfolgen kann, ein eigenständiger Teilprozess und somit eine längerfristige Lagerung im Sinne der Regel. An die längerfristige Lagerung radioaktiver Stoffe werden in KTA 3604 Anforderungen an regelmäßige Prüfungen (siehe Abschnitt 8.3) gestellt. Der Begriff Prozess bzw. Teilprozess wird zur besseren Verständlichkeit im Abschnitt Begriffe erläutert. Der gesamte Prozess der Entsorgung radioaktiver Stoffe ist die Summe aller Teilprozesse und stellt den Weg vom Anfall des Rohabfalls bis zur zielgerich-teten Entsorgung dar.

Absatz (2) neu: Im neuen Absatz 2 wird klargestellt, dass für die zur Entsorgung vorgesehenen radioaktiven Stoffe, bei denen der Verwertungs- bzw. Entsorgungsweg noch nicht entschieden ist, die gleichen Anforderungen wie für Abfälle gelten. Der Begriff „Reststoff“ wird hier aufgrund unterschiedlicher Interpretationen bzw. regionaler Verwendungen nicht benutzt.

Zu „Begriffe“

Im gesamten Regeltext wurden die verwendeten Begriffe überprüft. In einigen Absätzen wurde der Begriff "Abfall" durch den übergeordneten Begriff "radioaktive Stoffe" ersetzt, da sich die jeweiligen Anforderungen auch auf Stoffe, die zur Freigabe vorge-sehen sind oder Stoffe, deren weiterer Entsorgungsweg noch nicht entschieden ist, beziehen.

Zur Historie:

Regel KTA 3604 wurde erstmals 1983 aufgestellt. Der damalige Anwendungsbereich bezog sich neben radioaktiven Komponen-ten, Werkzeugen und Präparaten nur auf Abfälle, die nach dem damaligen Verständnis geordnet in einem Endlager beseitigt werden mussten. Sollten Abfälle als nicht radioaktive Abfälle beseitigt werden, so musste eine Aktivitätskontrolle erfolgen. Diese Forderung wurde zur Abgrenzung aufgenommen, „nicht radioaktiven Abfälle“ sind somit in der Regel ausgenommen.

1997 begann die erste Überarbeitung der Regel. Während der Überarbeitung der Regel wurde mit der StrlSchV von 2001 die Freigabe radioaktiver Stoffe nach § 29 eingeführt. Die entsprechenden Regeltexte zur Abgrenzung zu „nicht radioaktiven Abfällen“ wurden entsprechend angepasst, mit Verweis auf §29 StrlSchV. Die Regel war nun auch anzuwenden auf Abklinglagerung sowie auf radioaktive Stoffe, die der Freigabe zugeführt werden sollen (§ 29 StrlSchV), soweit es die Sammlung und Behandlung dieser Stoffe betraf.

KTA 3604 Seite 32

Wegen der Integration der Freigabe in die Regel wurden die Überschriften der Regelabschnitte geändert, von „radioaktive Abfälle“ in „radioaktive Stoffe“, damit ergab sich ein sehr breites inhaltliches Spektrum von der Behandlung radioaktiver Stoffe mit dem Ziel der Freigabe bis hin zu hochaktiven Abfällen, für welches diese Regel nun angewendet werden sollte.

Im aktuellen Änderungsverfahren wurden gemäß Auftrag des KTA die Begriffe überprüft und angepasst. Radioaktive Stoffe um-fassen nach AtG als Oberbegriff zunächst alles. Werden diese radioaktiven Stoffe nicht mehr benötigt, und können sie im Bereich des Atomgesetzes nicht rezykliert oder weiterverwendet werden, so verbleiben als Entsorgungswege die Freigabe und die Ent-sorgung als radioaktiver Abfall.

Anforderungen im Regeltext an „zur Entsorgung vorgesehene radioaktive Stoffe“ in den Abschnitten 3 und 4, richten sich somit zunächst an alle radioaktiven Stoffe einschließlich zur Freigabe vorgesehene. Werden nur radioaktive Abfälle in einzelnen Absät-zen genannt, so gelten die Anforderungen nur für radioaktive Abfälle.

Ist über den Entsorgungsweg nicht abschließend entschieden oder ist bei einem Entsorgungsziel Freigabe die Freigabehöffigkeit noch nicht durch eine entsprechende Messung festgestellt, so gelten für diese Stoffe konservativ die restriktiveren Anforderungen an radioaktive Abfälle.

(1 und 5 neu) Die Begriffe „radioaktive Abfälle“ und „Gebinde“ wurden zum besseren Verständnis der Regel neu aufgenom-men.

(8) Der Begriff „Lagern“ wird unter Einbeziehung des Konzeptes der Teilprozesse konkretisiert, indem in dieser Regel nur noch zwischen kurzfristiger und längerfristiger Lagerung unterschieden wird, somit ist die Lagerungszeit ausschlaggebend für wei-tere Anforderungen und nicht das Ziel der Lagerung.

Bei kurzfristigem Lagern steht das Unterbringen radioaktiver Stoffe nicht im Fokus eines Teilprozesses, sondern ist z. B. als Puffer- und Bereitstellungslagerung Bestandteil eines anderen Teilprozesses.

Bei längerfristigem Lagern stellt das Unterbringen radioaktiver Stoffe das eigentliche Ziel eines Teilprozesses dar. Ein länger-fristiges Lagern erfolgt beispielsweise zum Zweck der Abklinglagerung, Zwischenlagerung sowie zur längerfristigen Puffer- und Bereitstellungslagerung, wenn eine kurzfristige Handhabung bzw. ein Transport nicht erfolgen kann. Der Begriff Lagern versteht sich unabhängig vom Ort der Tätigkeit, es wird nicht zwischen z. B. Stauraum, Pufferlager, usw. unterschieden. Der Zeitraum von ca. 12 Monaten ist hier entscheiden und trägt dem Teilprozess/Prozessgedanken Rechnung. Nach 12 Monaten kann unterstellt werden, dass es sich nicht mehr um einen Teilprozess eines Verarbeitungsschrittes handelt, sondern der Prozess des Lagerns selber im Vordergrund steht.

(9 neu) Der Begriff „Teilprozesse“ wird neu aufgenommen, (siehe Erläuterung zum Anwendungsbereich).

(10alt) Der Begriff Transportbereitstellung wurde gestrichen. Der Begriff ist in Abschnitt 6.4.2 ausreichend erläutert. Auch hier ist die Definition des Lagerns mit den entsprechenden Anforderungen zu berücksichtigen, für längerfristiges Lagern siehe Abschnitt 8.3.

Zu „Abschnitt 3: Handhabung und Lagerung von zur Entsorgung vorgesehenen festen radioaktiven Stoffen“

Die Überschrift wiederholt die im Anwendungsbereich aufgenommene Präzisierung, dass alle zur Entsorgung vorgesehenen ra-dioaktiven Stoffe in diesen Regelungsbereich fallen.

In Abschnitt 3.1 (7) wurde präzisiert, dass Behältnisse zur Aufnahme von festen Abfällen als solche erkennbar sein müssen. Dies muss nicht zwingend eine Kennzeichnung sein, es genügen z. B. auch durchsichtige Behälter, die den Inhalt als solchen erkenn-bar machen (z. B. Kleidung).

Abschnitt 3.3 (7): Die bisher nur bedingte Anforderung zur Aufzeichnung relevanter Prozessparameter wird zielorientiert in eine unbedingte Forderung, jedoch nur für end- und zwischenlagerrelevante Eigenschaften des Abfallproduktes, geändert.

Abschnitt 3.4 (1): Der Absatz wurde gekürzt, da das Lagern sich über die Begriffsdefinition „Lagern“ im Abschnitt Begriffe definiert, unabhängig zu welchem Zweck. Es sind außerdem jetzt praxisgerecht alle am Standort vorhandenen Abfalllager (z. B. gem. StrlSchG), nicht mehr nur kraftwerksinterne Abfalllager gemeint.

Abschnitt 3.4 (16neu): Der neue Absatz soll verdeutlichen, dass Behälter grundsätzlich gut sein sollen. Ältere Behälter werden über den neuen Abschnitt 8.3 erfasst und bewertet.

Abschnitt 3.4 (17): Bei der Kennzeichnung lagernder, fester radioaktiver Stoffe und der Kennzeichnung voller transportabler Be-hälter wurden die aufzulistenden Daten mit den Vorgaben der AtEV abgeglichen. Daten, die in der Regel sowie in der AtEV aufgelistet sind, wurden in der KTA Regel gestrichen, um Doppelregelungen zu vermeiden.

Abschnitt 3.4 (18): Der Abschnitt wurde gestrichen, der Verweis auf die ESK-Empfehlung ist in den Grundlagen zitiert.

Zu „Abschnitt 4: Handhabung und Lagerung von zur Entsorgung vorgesehenen flüssigen radioaktiven Stoffen“

Die Überschrift wiederholt die im Anwendungsbereich aufgenommene Präzisierung, dass alle zur Entsorgung vorgesehenen ra-dioaktiven Stoffe in diesen Regelungsbereich fallen.

Abschnitt 4.5 (1): Der Begriff Abfallkampagnen wurde hier und im Folgenden richtigerweise geändert in Konditionierungskampagnen.

Abschnitt 4.5 (6): Die bisher nur bedingte Anforderung zur Aufzeichnung relevanter Prozessparameter wird zielorientiert in eine unbedingte Forderung, jedoch nur für end- und zwischenlagerrelevante Eigenschaften des Abfallproduktes, geändert.

Abschnitt 4.5 (8): Der Begriff Abfallbehandlung wurde richtigerweise geändert in Konditionierung.

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Zu „Abschnitt 5: Handhabung und Lagerung von kontaminierten Werkzeugen, wiederverwendbaren radioaktiven Bau-teilen und Komponenten“

Im Hinweis zu Beginn des Abschnitts wird verdeutlicht, dass dieser Abschnitt 5 sich auf wiederverwendbare radioaktive Bauteile und Komponenten bezieht, regelmäßige Prüfungen an diesen sind innerbetrieblich zu regeln (vgl. Abschnitt 8.3.2).

5.2 (6) DIN EN 779 wurde durch DIN EN ISO 16890 Teile 1-4 ersetzt, die früheren Grob- und Feinstaubfilter (Filterklassen G1 bis F) wurden dabei in insgesamt vier Klassen ISO coarse, ISO ePM 1, ISO ePM 2,5 und ISO ePM 10 eingeteilt. Die bisherige Filterklasse F7 entspricht dabei nach dieser Regel Gruppe ISO ePM1 ≥50 % (mittlere Effizienz) nach DIN EN ISO 16890-1. Die Filterklassifizierung gemäß DIN EN 779 erfolgte lediglich bei einer Partikelgröße von 0,4 µm, nun wird die Filterleistung bei drei verschiedenen Partikelfraktionen PM10 – alle Partikel bis 10µm, PM2,5 – alle Partikel bis 2,5 µm, PM1 – alle Partikel bis 1µm gemessen. Die Abkürzung ePM steht für efficiency Particulate Matter (Aerosol / Schwebstoff). ISO ePM1 ≥50 %:Leistungsangabe des Filters berücksichtigt den Bereich PM1 (0,3-1µm), der Mindestabscheidegrad ist größer als 50%.

Zu „Abschnitt 6: Innerbetrieblicher Transport und Abgabe von festen und flüssigen radioaktiven Abfällen sowie von radioaktiven Bauteilen und Komponenten

Keine Änderungen

Zu „Abschnitt 7: Handhabung und Lagerung von radioaktiven Präparaten“

Abschnitt 7.1 „Präparate“ wird zur Verdeutlichung der verwendeten Begriffe um einen Hinweis ergänzt, da offene bzw. umschlos-sene radioaktive Präparate im Sinne dieser Regel nach § 5 StrlSchG offenen bzw. umschlossenen radioaktiven Stoffen entspre-chen. Der Begriff „Präparat“ bleibt hier jedoch bestehen, da er sich in der Praxis bewährt hat und er direkt den Verwendungszweck beschreibt.

Zu „Abschnitt 8: Prüfungen“

Abschnitt 8.1 keine Änderungen

Abschnitt 8.2

Abschnitt 8.2.2

Absatz (1) a) und c): Der Begriff Rohabfall wurde in den umfassenderen Begriff Abfall geändert. NEU Abschnitt 8.3 Gemäß Auftrag des KTA wurden unter Berücksichtigung der ESK-Empfehlung „Leitlinien für die Zwischenlagerung von radioak-tiven Abfällen mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung“ in der Fassung 2013-06, Festlegungen zur Überprüfung von gelagerten Gebinden getroffen. In einem neuen Abschnitt 8.3 wurden neben allgemeinen Anforderungen konkrete Kriterien für alle länger-fristig gelagerten radioaktiven Stoffe wie Werkzeuge und Komponenten, Guss- und Betonbehälter, dünnwandige Stahlblechbe-hälter sowie Sonstige formuliert. Kurzfristiges Lagern unterliegt nicht diesen Anforderungen.

Der Hauptteil dieses neuen Abschnittes befasst sich mit Anforderungen an dünnwandige Stahlblechbehälter ab Abschnitt 8.3.5 inklusive Anhang A. Bei der Formulierung der Anforderungen im Abschnitt 8.3 unternahm das Arbeitsgremium eine Abwägung zwischen der Anfor-derung, ein systematisches Versagen der Gebinde zu verhindern und der Anforderung, unnötige Strahlenexpositionen zu vermei-den. Diese Abwägung findet sich in den Festlegungen des Abschnitts 8.3 sowie den zugehörigen Tabellen im Anhang A wieder.

Weiterhin hat das Arbeitsgremium seine Festlegungen mit Beispielen und weiteren Handreichungen versehen, um den Anwender zu leiten. Werden die in der Regel beschriebenen Herangehensweisen befolgt, so ist ein ausreichender Schutz gegen ein syste-matisches Versagen der Behälter sichergestellt. Andere Herangehensweisen, die ein mindestens gleiches Schutzniveau bieten oder zusätzliche Maßnahmen, sind ausdrücklich erlaubt. Es ist zu betonen, dass die hier geschaffenen Regelungen nicht alle Arten von radioaktiven Stoffen abdecken können. Es wird immer Fälle geben, in denen die Festlegungen dieser Regel nicht zielführend sind. Hier können stets Einzelfallbetrachtungen durchgeführt werden. Grundsätzlich gilt, je besser ein Gebinde kon-ditioniert ist, desto geringer ist der Prüfaufwand und die damit verbundene Strahlendosis. Die längerfristige Lagerung verfolgt das Ziel, die in den Abfällen enthaltene Aktivität während der Lagerzeit einzuschließen und sicherzustellen, dass die Handhabbarkeit der Gebinde erhalten bleibt. Die abgeleiteten Ziele, deren Einhaltung die Entschei-dungsbäume abfragen, sind:

Stoffeigenschaften:

- Chemisch/biologisch/physikalisch stabile Abfälle, - keine Reaktionen zwischen Abfallmatrix und Behälter, die zur Beeinträchtigung der Integrität des Gebindes führen können, - keine Volumenvergrößerung der Gebindeinhalte, kein Druckaufbau, der die Integrität des Gebindes beeinträchtigen kann.

Behältereigenschaften:

- Keine Reaktionen zwischen Abfallmatrix und Behälter, die zur Beeinträchtigung der Integrität des Gebindes führen können, - keine Reaktionen der Bestandteile des Abfallbehälters untereinander, die zur Beeinträchtigung der Integrität des Gebindes füh-ren können, - Schutz des Gebindes gegen Korrosion von außen, - Handhabbarkeit und Stapelbarkeit.

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Abschnitt 8.3.1 legt fest, dass für längerfristig gelagerte radioaktive Stoffe zu prüfen ist, ob regelmäßige Prüfungen durchzuführen sind. Gemäß der Definition nach 2 (8) sind somit nach einer Lagerung von 12 Monaten hierzu Betrachtungen durchzuführen. Ist nachweislich absehbar, dass dieser Zeitraum um nicht mehr als weitere 12 Monate verlängert wird, sind keine Prüfungen erfor-derlich. Dies gilt ebenso, wenn für längerfristig gelagerte radioaktive Stoffe negative Veränderungen ausgeschlossen sind, z. B. für trockenen Metallschrott (RDB-Teile oder Gießlinge) oder Betonriegel. Grundsätzlich ist es nach Ansicht des Arbeitsgremiums das Ziel, sich insbesondere mit den vorhandenen Abfällen zielgerichtet auseinander zu setzen.

Der Abschnitt ist nicht anzuwenden für radioaktive Stoffe, für die im Rahmen des Freigabeverfahrens nach §§ 31-42 StrlSchV die Freigabehöffigkeit durch Orientierungs- oder Entscheidungsmessung festgestellt wurde (8.3.1 (4)). Durch die Feststellung der Freigabehöffigkeit ist sichergestellt, dass von diesen Stoffen keine radiologische Gefährdung mehr ausgeht, die weiterführende Maßnahmen im Sinne dieser Regel rechtfertigt.

Sind regelmäßige Prüfungen nach 8.3.1 (1) durchzuführen, so ist gemäß 8.3.1 (2) ein Prüfkonzept zu erstellen sowie Art und Umfang der Prüfungen mit der zuständigen Behörde abzustimmen. Hierbei wird ausdrücklich auf die Beachtung des § 8 StrlSchG zum Schutz des Betriebspersonals verwiesen. Die Prüfkonzepte berücksichtigen die Behältermaterialien wie folgt:

Abschnitt 8.3.2 fordert innerbetriebliche Regelungen für regelmäßige Prüfungen von längerfristig gelagerten Werkzeugen und Komponenten nach Abschnitt 5 (zur Wiederverwendung vorgesehen).

Abschnitt 8.3.3: Für dickwandige Beton- oder Gussbehälter ist aufgrund ihrer Eigenschaften nach dem Stand von W&T ein Integritätsverlust nicht zu besorgen, so dass für diese Behältertypen keine regelmäßigen Prüfungen notwendig sind.

Abschnitt 8.3.4 umfasst alle sonstigen längerfristig gelagerten Stoffe, für die das Prüfkonzept mit der zuständigen Behörde ab-zustimmen ist.

In Abschnitt 8.3.5 werden für die regelmäßige Prüfung dünnwandiger Stahlblechbehälter (z. B. 200-Liter-Fass oder Konrad-Stahlblechcontainer) umfassende Anforderungen formuliert.

Abschnitt 8.3.5.1 beinhaltet allgemeine Anforderungen zu "Umverpackungen" (z. B. Fässer in Containern) und zu bestehenden Lagersituationen mit besonderer Berücksichtigung des § 8 StrlSchG in den Aufzählpunkten (2) a-d). Die Prüfungen sind grund-sätzlich als Sichtprüfung durchzuführen. Einzelfallbetrachtungen sind möglich, so dass eine 100% Sichtprüfung bzw. ein Anheben des Fasses für Bodenuntersuchung nicht zwingend erforderlich ist. Nach bisherigen Erkenntnissen sind Befunde mit Bodenkor-rosion sehr selten und wenn, dann zumeist auch am Fassmantel sichtbar. Eine Überwachung ist bei einer Einzelfallbetrachtung z. B. auch mittels mobilen Aerosolsammlern möglich. Dennoch soll nach längstens 5 Prüfintervallen spätestens jedoch nach 10 Jahren eine vollständige Prüfung inklusive Deckel und Boden durchgeführt werden.

Zur Ermittlung des Prüfumfangs und -verfahrens sind Bild 8-1 und die Tabellen 8-1 bis 8-3 anzuwenden.

Anhand von Bild 8-1, welches nur auf dünnwandige Stahlblechbehälter anzuwenden ist, sind Stoff- und Behältereigenschaften mittels ja/nein-Fallunterscheidungen zu beurteilen, woraus sich am Ende jedes Entscheidungspfades günstige Bedingungen ( für Stoff und für Behälter) oder ungünstigen Bedingungen ( für Stoff und für Behälter) ergeben. Sind keine Informationen vorhanden, so ist stets von ungünstigen Bedingungen auszugehen. Tabelle A-1 unterstützt die Anwendung des Bildes 8-1 mit Definitionen der verwendeten Eigenschaften sowie mit Beispielen zur Bewertung.

Nach den Tabellen 8-1 und 8-2 sind anhand dieser ermittelten Bedingungen senkrecht betrachtet ein Prüfintervall sowie der Umfang der regelmäßigen Prüfungen abzuleiten. Die Prüfintervalle betragen 1, 2, 5 und 10 Jahre. Die Prüfintervalle > 1 Jahr dürfen aufgeteilt werden, z. B. bei 10 % zu prüfender Gebinde in 10 Jahren können auch 1 % in einem Jahr geprüft werden.

Zur Festlegung der Prüfintervalle und der Größe der Prüflose wurde zunächst eine Kategorisierung nach den Komponenten Stof-feigenschaften, Behältereigenschaften und Lagereigenschaften vorgenommen. Gemäß den Ergebnissen der Umfrage der ESK 1 zu den Erfahrungen mit der Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle haben sich die Lagereigenschaften als für Gebindedefekte weniger bedeutsam herausgestellt und fließen nunmehr nicht mehr in die Bewertung mit ein. Es wird jedoch nun bei der Festle-gung der Prüfintervalle und Prüflose von günstigen Randbedingungen ausgegangen (siehe 8.3.5.2 (2)). Technische Barrieren und ergänzenden Maßnahmen zur Rückhaltung radioaktiver Stoffe können bei der Festlegung berücksichtigt werden. Liegen jedoch keine solchen günstigen Lagereigenschaften vor, kann dies z. B. durch eine entsprechende Anpassung (Verkürzung) des Prüfintervalls berücksichtigt werden.

Abschnitt 8.3.5.2 Prüfkonzept

Der Abschnitt formuliert grundlegende Anforderungen an das Prüfkonzept. Dies basiert auf der Bewertung der Stoff- und Behäl-tereigenschaften und geht grundsätzlich von günstigen Umgebungsbedingungen aus.

Abschnitt 8.3.5.3 Bewertung der Stoff- und Behältereigenschaften

Der Abschnitt formuliert Anforderungen zur Ermittlung der Stoff- und Behältereigenschaften anhand der Entscheidungspfade nach Bild 8-1 und zur Nachqualifizierung von Gebinden. Gebinde mit negativ bewerteten Stoffeigenschaften sollten zeitnah nachqua-lifiziert werden. Dies gilt insbesondere für Gebinde mit negativen Behältereigenschaften.

1 Stellungnahme der Entsorgungskommission, Umsetzung der ESK-Leitlinien für die Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle mit vernachlässigba-rer Wärmeentwicklung Hier: Auswertung der Länderantworten auf den Fragenkatalog der ESK vom 16.03.2017

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Abschnitt 8.3.5.4 Prüfchargen

Der Abschnitt legt Anforderungen und Erlaubnisse an die Bildung von Prüfchargen, einer gleichartigen Gebindemenge fest. Je größer die Prüfcharge, desto kleiner ist i.d.R. der Anteil der zu prüfenden Gebinde. Es ist daher sinnvoll, möglichst große Prüf-chargen zu definieren. Tabelle A-2 dient als weitere Hilfestellung. Aus den gebildeten Prüfchargen ist anschließend das Prüflos, die tatsächliche Anzahl der zu prüfenden Gebinde für die regelmäßige Prüfung zu ermitteln.

Abschnitt 8.3.5.5 Prüfverfahren

Regelmäßige Prüfungen sind an allen Gebinden in einem Rotationsverfahren, an einer Stichprobe, an Referenzgebinden oder einer Kombination dieser Verfahren durchzuführen. Alle Verfahren sind geeignet, um systematisch auftretende negative Verän-derungen an Gebinden rechtzeitig erkennen zu können.

Abschnitt 8.3.5.5.1 Rotationsverfahren

Für Gebinde mit neutraler oder negativer Erwartungshaltung und Prüfchargen mit ungleichen Eigenschaften kann das Rotations-verfahren angewendet werden. Beim Rotationsverfahren sind jeweils 25% (jährlich), 40 % (zweijährlich) bzw. 50 % (fünfjährlich) aller Gebinde in einer Prüfcharge zu prüfen, so dass nach 4, 6 bzw. 10 Jahren alle vorhandenen Gebinde erfasst werden.

Abschnitt 8.3.5.5.2 Stichprobenverfahren

Beim Stichprobenverfahren wird je nach Größe der Prüfcharge ein Stichprobenumfang S nach Tabelle 8-3 ermittelt. Von diesem werden dann in Abhängigkeit der nach Bild 8-1 ermittelten Stoff- und Behältereigenschaften entsprechende Anteile nach Tabelle 8-1 regelmäßig geprüft.

Mathematisches Modell:

Die mathematische Grundlage zur Berechnung des Stichprobenumfangs in Tabelle 8-3 bildet die inverse kumulative hypergeo-metrische Verteilung als zugrunde gelegte Wahrscheinlichkeitsdichtefunktion. Die Ergebnisgröße (Stichprobenumfang) wurde in-terpretiert als Grenze des entsprechenden Toleranzintervalls, wobei der ausgewiesene Stichprobenumfang auf einer 95%-95%-Wahrscheinlichkeit basiert. Mit 95%iger Wahrscheinlichkeit wird gefunden, wenn mehr als 5% der Gebinde einen Befund aufwei-sen. Damit kann ein systematisches Versagen mit 95%iger Wahrscheinlichkeit gefunden werden. Die 95%ige Sicherheit ist in anderen Bereichen der Kerntechnik eine akzeptierte Größe, z. B. bei den Sicherheitsbetrachtungen zum Endlager Konrad oder bei Abschirmberechnungen. Dies ist ausreichend, um systematische Auffälligkeiten an Gebinden zu erkennen. Voraussetzung für die Anwendung des Stichprobenverfahrens ist, dass sich die Gebinde in Bezug auf ihre Stoff- und Behältereigenschaften gleichen.

Zusätzliche Berücksichtigung von Betriebserfahrungen:

Für Gebinde, die nach Bild 8-1 jeweils positive Stoff- und Behältereigenschaften besitzen, ist eine systematische Auffälligkeit nach derzeitigem Kenntnisstand nicht zu erwarten. Diese positive Erwartungshaltung wird u. a. durch die Auswertung der Län-derantworten durch die ESK vom 07.09.2018 auf den Fragenkatalog der ESK vom 16.03.2017 zur Nachverfolgung der Empfeh-lungen der ESK-Stellungnahme vom 07.05.2015 gestützt (im Folgenden ESK-Stellungnahme vom 07.09.2018). Gemäß der ESK-Stellungnahme vom 07.09.2018 zeigen von den ab dem Jahr 2002 entstandenen ca. 96.000 Abfalleinheiten 16 Stück einen Befund (ohne Handhabungsschäden). Für produktkontrollierte Gebinde der Kategorie P 2 wurde gemäß der ESK-Stellungnahme vom 07.09.2018 nur ein einziger Korrosionsbefund festgestellt.

Die Anwendung von qualifizierten Verfahren in den zurückliegenden ca. 15 Jahren, wie beispielsweise aktuelle von der Bundes-gesellschaft für Endlagerung (BGE) zur Herstellung endlagerfähiger Gebinde freigegebene Ablaufpläne und/oder im Aufsichts-verfahren für die Zwischenlagerung von Gebinden freigegebene Einlagerungspläne, weist damit stark darauf hin, dass für dünn-wandige Stahlblechbehälter bei der längerfristigen Lagerung systematische Korrosionsvorgänge nicht zu erwarten sind.

Die Aussage in der ESK-Stellungnahme vom 07.09.2018, dass die Gebinde mit den qualifizierten Verfahren seit dem Jahr 2002 vergleichsweise kurze Lagerzeiten aufweisen, jedoch im Falle systematischer Beeinträchtigungen bei der zu unterstellenden Ge-schwindigkeit von Korrosionsprozessen bereits Befunde zu erwarten wären, wird geteilt. Darauf lassen auch gemessene maxi-male Korrosionstiefen (B. Kienzler, F&E-Arbeiten zur Korrosion von Endlager-Behälterwerkstoffen im INE, 2017, Report-Nr. KIT-SR 7729) schließen, denen zufolge bei Vorliegen ungünstiger Bedingungen (freies Wasser, hoher pH-Wert, nicht beschichteter Behälterwerkstoff) bei einer Extrapolation auf Lagerzeiten von mehreren Jahren bei dünnwandigen Stahlblechbehältern erste Anzeichen von Korrosionsbefunden zu erwarten sind.

Um der positiven Erwartungshaltung für Gebinde mit jeweils belegbaren positiven Stoff- und Behältereigenschaften Rechnung zu tragen, wird für das Stichprobenverfahren zugelassen, dass diese Gebinde zu einer gemeinsamen größeren Prüfcharge zusam-mengefasst werden können, auch wenn sich die Gebinde in Bezug auf ihre Stoff- und Behältereigenschaften nicht direkt gleichen. Des Weiteren wird im Stichprobenverfahren der o. a. positiven Erwartungshaltung Rechnung getragen, indem das Prüfintervall gemäß Tabelle 8-3 entsprechend verlängert wird.

Abschnitt 8.3.5.5.3: Referenzgebindeverfahren

Beim Referenzgebindeverfahren beträgt das Prüfintervall immer 1 Jahr, das Prüflos (Anteil der zu prüfenden Gebinde von der gesamten Prüfcharge) wird nach Tabelle 8-2 ermittelt ist je nach Stoff- und Behältereigenschaften 1 % oder 5 %. Es werden immer dieselben Fässer geprüft, sofern diese repräsentativ für einen definierten Stapel sind.

In Abschnitt 8.3.6 sind Anforderungen an die Dokumentation der Prüfergebnisse, der Umgang mit Befunden sowie Erfahrungs-rückfluss und systematischer Informationsaustausch formuliert. In Tabelle 8-4 sind die möglichen Befunde in 3 Befundkategorien unterteilt und Maßnahmen festgelegt.

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Anhang A Erläuterung zu Abschnitt 8.3

Bild A-1 veranschaulicht den Gesamtprozess zur Ermittlung regelmäßiger Prüfungen nach Abschnitt 8.3.

Tabelle A-1: Definitionen der in Bild 8-1 verwendeten Eigenschaften sowie Beispiele der Bewertung und Entscheidungskriterien

Tabelle A-2: Beispiele für die Festlegung von Prüfchargen für Gebinde mit gleicher Kombination aus Stoff- und Behältereigen-schaften

Tabelle A-3 praxisgerechte Anwendungsbeispiele

Tabelle A-4: Rechenbeispiele

Anhang B

Die im Anhang aufgeführten Verweise wurden überprüft und aktualisiert.