Overzicht van de veiligheids-argumentatie

Overzicht van de veiligheids-argumentatie voor de opper-vlaktebergingsinrichting van categorie A-afval in Dessel

NIROND-TR 2012-18 N Versie 1 – december 2012

tabbladen.indd 12 21/01/13 15:49

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 iii

NIRAS

NIROND-TR 2012–18 N Versie 1 CATEGORIE A

Overzicht van de veiligheidsargumentatie voor de oppervlaktebergingsinrichting van ca-

tegorie A-afval te Dessel

Datum: 07 December 2012

iv NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012

Dit rapport is geschreven door W. Cool (NIRAS) en W. Wacquier (NIRAS), op basis van inputs van het volledi-ge NIRAS team categorie A en de contractanten SCK•CEN, Tractebel, Belgoprocess en Galson Sciences.

Dit rapport werd nagezien door T. Sumerling (SAM Ltd.), S. Wickham (Galson Sciences Ltd.), D. Galson (Gal-son Sciences Ltd.), E. Vermariën (NIRAS), P. De Preter (NIRAS), R. Bosselaers (NIRAS), M. Demarche (NIRAS), J.-P. Minon (NIRAS).

Dit rapport werd goedgekeurd door R. Bosselaers (NIRAS)

Contactpersoon bij NIRAS: Wim Cool [email protected]

Goedkeuring NIRAS Datum Handtekening

Auteur:

Wim Cool

Auteur:

William Wacquier

Verificatie:

Peter De Preter

Goedkeuring:

Rudy Bosselaers

NIRAS

Kunstlaan 14

BE- 210 Brussel

www.nirond.be

De gegevens, resultaten, conclusies en aanbevelingen in dit rapport zijn eigendom van NIRAS. Dit rapport mag worden geciteerd mits bron-

vermelding. Dit rapport wordt beschikbaar gesteld op voorwaarde dat het niet voor commerciële doeleinden wordt gebruikt. Voor commer-

cieel gebruik ervan, waaronder tevens het vervaardigen van kopieën of heruitgave, is voorafgaande schriftelijke toestemming van NIRAS

vereist.

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 v

Documentinformatie

Overzicht van de veiligheidsargumentatie voor de oppervlaktebergingsinrichting van categorie A-afval te Dessel

Series Categorie A Documenttype NIROND-TR

Versienummer 1 Status Open

Documentnummer

NIRAS NIROND-TR 2012-18 N Versie 1 Publicatiedatum 07 December 2012

ISBN Niet van toepassing Aantal pagina’s 236

Sleutelwoorden: Categorie A afval, berging, oppervlakteberging, Dessel, veiligheidsrapport, veiligheidsar-gumentatie, veiligheidsdossier

vi NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 vii

Inhoudsopgave

Deel A: Inleiding en doelstellingen 1

1 Inleiding 3

1.1 Context 3

1.2 Doelstelling van dit rapport en leeswijzer 4 2 Doelstellingen en structuur van het veiligheidsdossier 5

2.1 Doelstellingen van het veiligheidsdossier 5

2.2 Structuur van het veiligheidsdossier 5

2.2.1 Structuur van niveau 2 van het veiligheidsrapport 6

2.2.2 Structuur van de niveau 3 en 4 ondersteunende documenten 7 Deel B: Algemene samenvatting 9

3 Beschrijving van het project 11

3.1 Wat is categorie A afval? 11

3.2 Doelstellingen van de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel 13

3.3 Fasen en tijdsschalen voor oppervlakteberging 14

3.4 Situering van het project en beschrijving van de site 21

3.4.1 Situering van het project en afbakening van de bergingsinrichting 21

3.4.2 Sitekarakteristieken 22

3.5 Beschrijving bergingsinstallaties en monolieten 23

3.6 Volumetrische capaciteit van de berging 28

3.7 Algemeen overzicht van het bergingsprogramma voor categorie A afval 28

3.8 Opdrachten van NIRAS 29

3.8.1 NIRAS als afvalbeheerder 30

3.8.2 NIRAS als nucleair exploitant 32

3.8.3 Integratie van NIRAS als afvalbeheerder en nucleair exploitant 33

3.8.3.1 Voorbereiding van de vergunningen voor de berging 34

3.8.3.2 Bouw van de berging 34

3.8.3.3 Inbedrijfstelling van de berging 35

3.8.3.4 NIRAS exploitatiesite Dessel voor de berging van categorie A afval 35 4 Fundamenten van de langetermijn veiligheid voor de berging aan het

oppervlak van radioactief afval in België 39

4.1 Het beleid voor het langetermijn beheer van laagactief afval in België 39

4.2 De fundamenten van het veiligheidsconcept voor berging aan het oppervlak 40

4.2.1 Passieve insluiting en afzondering door de bergingsinstallatie 40

4.2.1.1 Insluiting 40

viii NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012

4.2.1.2 Afzondering 40

4.2.2 De bijdrage van de bergingslocatie aan de passieve insluiting en afzondering 41

4.2.2.1 Stabiele omgeving 41

4.2.2.2 Verlagen van radiologische impact van vrijgekomen radionucliden 41

4.2.2.3 Controle 41

4.2.3 De beperking van radioactieve bronterm 42

4.2.4 De controles van en het toezicht op de bergingsinstallatie en de onmiddellijke omgeving 42

4.3 Invulling van de principes van robuustheid en gelaagde bescherming 44

4.3.1 Niveaus van gelaagde bescherming en hun invulling 44

4.3.1.1 Preventie niveau 45

4.3.1.2 Controle niveau 47

4.3.1.3 Correctie niveau door middel van de inspectieruimten 47

4.3.1.4 Correctie niveau op de site 47

4.3.1.5 Mitigatie niveau in de omgeving 47

4.3.2 De gelaagde bescherming in functie van de tijd 48

4.4 Besluiten 51 5 Overzicht van de veiligheidsargumenten 53

5.1 De huidige programmastap is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext die technische en maatschappelijke aspecten integreert 54

5.2 NIRAS heeft een gepast beheersysteem gedefinieerd en toegepast bij de ontwikkeling van voorliggend veiligheidsdossier 55

5.3 NIRAS heeft een veiligheidsstrategie en een veiligheidsconcept gedefinieerd als werkinstrumenten om de ontwikkeling, ontwerp en veiligheidsevaluaties van de berging te focussen op veiligheid 57

5.4 NIRAS heeft de vereiste wetenschappelijke kennisbasis ontwikkeld voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties 60

5.5 NIRAS heeft aangetoond dat het ontwerp, de constructie en de exploitatie van de berging zowel doenbaar als geoptimaliseerd zijn 61

5.6 NIRAS heeft aan de hand van een internationaal erkende methodologie aangetoond dat de berging robuust en veilig is 63

5.6.1 Radiologische operationele veiligheid 63

5.6.2 Brede kennisbasis voor de radiologische langetermijn veiligheid 63

5.6.2.1 Scheurvorming in beton – Technische maatregelen 63

5.6.2.2 Scheurvorming in beton – Voorzichtige hypothesen in veiligheidsevaluaties66

5.6.2.3 Scheurvorming in beton – Verder onderzoek, ontwikkeling en demonstratie 66

5.6.3 Radiologische langetermijn veiligheid 67

5.7 NIRAS heeft de volgende stappen grondig en proactief voorbereid 71

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 ix

5.8 Besluiten 72 Deel C: Gedetailleerde technische samenvatting 77

6 Uitgebreide samenvatting van veiligheidsargumenten 79

6.1 De huidige programmastap is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext 81

6.1.1 Het beheer van radioactieve afvalstoffen in België is wettelijk vastgelegd en vormt een beproefde technologie 81

6.1.2 De beslissing om de oppervlakteberging te Dessel te selecteren was weloverwogen en maatschappelijk gedragen 82

6.1.3 De berging is veilig, omkeerbaar en controleerbaar zoals bepaald door de Federale Regering 85

6.1.4 Om het lokaal maatschappelijk draagvlak te bestendigen NIRAS heeft de partnerschappen STORA (Dessel) en MONA (Mol) behouden 86

6.1.5 De huidige vergunningsaanvraag vormt het startpunt van een wettelijk afgelijnd proces van stapsgewijze vergunningen en periodieke veiligheidsherzieningen 86

6.1.5.1 Vergunningsprocedure 86

6.1.5.2 Elementen om over te gaan tot de veiligheidsevaluaties van het bergingsproject 87

6.1.5.3 Tussenkomst van regionale instanties die bevoegd zijn voor milieueffectstudies 87

6.1.6 NIRAS heeft alle elementen ontwikkeld nodig voor de eerste stap, de oprichtings- en exploitatievergunning 88

6.2 NIRAS heeft een passend beheersysteem gedefinieerd en toegepast bij de ontwikkeling van voorliggend veiligheidsdossier 90

6.2.1 NIRAS voert een gestructureerde en constructieve dialoog met haar stakeholders 91

6.2.1.1 NIRAS voert een gestructureerde en constructieve dialoog met haar lokale stakeholders in het kader van een geïntegreerd project 91

6.2.1.2 NIRAS heeft een gestructureerde prelicensing dialoog met het FANC gevoerd 93

6.2.2 NIRAS heeft het project ontwikkeld binnen een integraal kwaliteitszorgsysteem 95

6.2.3 NIRAS heeft een breed spectrum aan relevante nationale en internationale expertise verzameld voor de ontwikkeling van de berging 95

6.2.4 De modellen werden uitgebreid gekwalificeerd, geverifieerd en waar mogelijk gevalideerd voordat hun resultaten in het veiligheidsdossier werden gebruikt 96

6.2.5 NIRAS organiseerde peer reviews vooraleer het veiligheidsdossier te finaliseren 97

6.2.6 NIRAS heeft een veiligheidsbeleid gedefinieerd en toegepast om haar activiteiten te focussen op veiligheid en de reglementaire vereisten 99

6.3 NIRAS heeft de veiligheidsstrategie en het veiligheidsconcept gedefinieerd om alle bergingsactiviteiten te focussen op veiligheid 101

x NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012

6.3.1 NIRAS heeft een veiligheidsstrategie ontwikkeld met een veiligheidsdoelstelling en strategische veiligheidsoriëntaties 102

6.3.1.1 Justificatie, optimalisatie en dosisbeperking 102

6.3.1.2 Systeemoptimalisatie 105

6.3.1.3 Beperkingen op de activiteit van langlevende radionucliden 107

6.3.1.4 Afzondering, insluiting en vertraging van vrijkomen 107

6.3.1.5 Passieve veiligheid 107

6.3.1.6 Diversiteit 108

6.3.1.7 Robuustheid 108

6.3.1.8 Gelaagde bescherming 109

6.3.1.9 Regelmatige veiligheidsevaluaties en een veiligheid die berust op betrouwbare elementen 109

6.3.2 NIRAS heeft een veiligheidsconcept ontwikkeld als een geïntegreerde beschrijving van de tijdschalen, SSCs en veiligheidsfuncties 110

6.3.2.1 Het veiligheidsconcept integreert fasen, SSCs en veiligheidsfuncties 111

6.3.2.2 Het veiligheidsconcept focust ontwikkeling van de wetenschappelijke basis, het ontwerp en de veiligheidsevaluaties op de veiligheid 116

6.4 NIRAS heeft de vereiste wetenschappelijke kennisbasis ontwikkeld voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties 118

6.4.1 De site te Dessel is voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd 119

6.4.1.1 Een brede set van terreinverkenningen heeft geleid tot een breed scala aan gegevens en een diepgaande kennis en betrouwbaar hydrogeologisch model van de site 119

6.4.1.2 De karakterisatie heeft bevestigd dat de site alle noodzakelijk kwaliteiten bezit, zodat het een geschikte locatie is. 123

6.4.2 De technische barrières zijn voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd126

6.4.2.1 Internationale ervaring in combinatie met specifieke onderzoeks- en demonstratie-activiteiten hebben geleid tot een diepgaande kennis van de technische barrières wat verder zal worden bevestigd door toekomstig O&O en door monitoring 126

6.4.2.2 De karakterisatie heeft de hoge duurzaamheid van het beton bevestigd en heeft een voldoende gedetailleerde kennis opgeleverd om de ontwikkeling van het ontwerp van de bergingsinstallatie en van de veiligheidsevaluaties mogelijk te maken 132

6.4.3 De geschatte bronterm voor het categorie A afval is voldoende gedetailleerd om te verifiëren dat de radiologische impacts onder de toepasselijke normen liggen 139

6.4.3.1 Rol van de afvalbronterm 139

6.4.3.2 Geschatte hoeveelheden 140

6.4.3.3 Geschatte chemische karakteristieken 141

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 xi

6.4.3.4 Geschatte radiologische karakteristieken 142

6.4.3.5 Het type afval voor oppervlakteberging is in overeenstemming met internationale praktijken en de radiologische afvalbronterm ligt onder de internationale referentieniveaus voor oppervlakteberging 146

6.5 De bergingsinstallatie is geoptimaliseerd en uitvoerbaar 151

6.5.1 Het ontwerp van SSCs en hun implementatie houdt systematisch rekening met het veiligheidsconcept 151

6.5.2 Het ontwerp van de SSCs en hun uitvoering werden geoptimaliseerd, zijn robuust en middels een adequaat QA/QC programma uitvoerbaar 152

6.5.2.1 Optimalisatie en randvoorwaarden/doelstellingen van het systeem 154

6.5.2.2 Optimalisatie en ontwikkeling van het bergingssysteem 155

6.5.2.3 Optimalisatie en systeemevaluatie 162

6.5.2.4 Optimalisatie en implementatie van de berging 166

6.5.3 Als nucleair exploitant van de bergingsinstallatie heeft NIRAS de belangrijkste aspecten van het geïntegreerde beheerssysteem gedefinieerd dat wordt toegepast om een uitvoerbare, efficiënte, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de berging te verzekeren 172

6.5.3.1 Het bestaande NIRAS acceptatiesysteem voor afval optimaliseert het afval172

6.5.3.2 De vergunningsvoorwaarden voor de bergingsinstallatie van categorie A afval in Dessel zullen bijkomende optimalisatie van het afval toelaten 172

6.5.3.3 Als nucleair exploitant zal NIRAS een geïntegreerd beheersysteem implementeren voor een efficiënte, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de berging 172

6.5.3.4 De opvulstrategie van de berging zorgt voor een verdere optimalisatie van de bescherming en wordt meegedeeld aan het FANC op verschillende ogenblikken vooraf aan het eigenlijke vullen van de berging 173

6.5.4 Het ontwerp van de SSCs en hun implementatie zijn voldoende nauwkeurig gedefinieerd om de veiligheidsevaluatie en het opstellen van de bestekken mogelijk te maken 175

6.6 Het bergingsconcept is robuust en veilig 176

6.6.1 NIRAS heeft een state-of-the-art en internationaal erkende methodologie voor de veiligheidsevaluaties ontwikkeld en toegepast 176

6.6.2 NIRAS heeft aangetoond dat de veiligheidsrollen en de onzekerheden in het veiligheidsconcept afdoend worden begrepen en dat ze behandeld worden in het ontwerp, de veiligheid en het toekomstige O&O programma 185

6.6.2.1 Veiligheidsargumenten ontwikkeld met het veiligheidsconcept als structurerend element 185

6.6.2.2 De performantie analyses dragen verder bij tot een gedetailleerd begrip en concluderen onder andere dat meer dan 98% van de initiële radioactiviteit

xii NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012

vervalt tijdens de insluiting in de bergingsinstallatie en dat de monoliet een overheersende veiligheidsfunctie vervult 194

6.6.2.3 Onzekerheids- en gevoeligheidsanalyses ondersteunen de voorzichtig genomen aannamen voor het referentie scenario en de alternatieve referentie scenario’s 198

6.6.3 NIRAS heeft aangetoond dat de performantie van het bergingsconcept robuust is en dat het concept een gepaste gelaagde bescherming biedt 198

6.6.3.1 Het veiligheidsconcept en het ontwerp zijn robuust 200

6.6.3.2 De robuustheid van de performantie werd bevestigd door de veiligheidsevaluaties 200

6.6.3.3 De berging biedt een passend niveau van gelaagde bescherming 204

6.6.4 NIRAS heeft voorzichtig de radiologische capaciteit van de bergingsinstallatie en de voorwaarden om het afval veilig te accepteren en te bergen bepaald zodanig dat de activiteit van de langlevende radionucliden op passende wijze wordt beperkt 204

6.6.4.1 Voorzichtigheid op het vlak van de dosis- en risicobeperkingen en de referentiewaarden 204

6.6.4.2 Voorzichtigheid bij de afleiding van het veiligheidsconcept dat de basis vormt voor de veiligheidsevaluatie scenario’s 204

6.6.4.3 Voorzichtigheid bij de hypothesen voor de scenario’s, modellen en parameters van de veiligheidsevaluaties 205

6.6.4.4 Voorzichtigheid van het proces voor de verificatie, bevestiging en controle van de limieten tijdens de exploitatie van de berging 205

6.6.4.5 Beperkingen van radionucliden voor de berging, modules en monolieten, als resultaat van de veiligheidsevaluaties 205

6.6.5 NIRAS heeft aangetoond dat de radiologische effecten en de risico's geoptimaliseerd, passend laag en in overeenstemming met de reglementaire toetsingscriteria zijn 211

6.6.5.1 Verwachte operationele dosistempi voor de werknemers liggen onder de 10 mSv/12 maanden en onder 0,3 mSv/jaar voor het publiek en ze zijn geoptimaliseerd als gevolg van het afval zelf en de ALARA-ontwerpmaatregelen 211

6.6.5.2 Operationele radiologische risico’s van externe en interne gebeurtenissen zijn laag 212

6.6.5.3 Radiologische effecten van lange termijn menselijke intrusiescenario’s liggen onder 3 mSv/jaar en ze zijn geoptimaliseerd onder deze waarde 212

6.6.5.4 Radiologische impacts van verwachte lange termijn geleidelijke uitloging scenario’s liggen onder 0,3 mSv/jaar en radiologische risico’s voor minder waarschijnlijke scenario’s liggen onder 10-5/jaar en ze zijn geoptimaliseerd onder deze waarden 213

6.6.5.5 Lange termijn radiologische dosistempi op niet-menselijke biota liggen ver onder 10 µGy/uur 221

6.7 De volgende programmastap 222

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 xiii

6.7.1 NIRAS heeft een redelijk en relevant plan voor toekomstig onderzoek, ontwikkeling en demonstratie gedefinieerd en proactief gestart om de resterende onzekerheden in de volgende programmastappen verder te reduceren 222

6.7.2 NIRAS is overtuigd dat haar categorie A programma klaar is voor een reglementair onderzoek tijdens de komende vergunningsprocedure 223

Deel D: Algemeen besluit 225

7 Algemeen besluit 227

Referenties 233

Lijst van acroniemen 235

NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012 1

Deel A: Inleiding en doelstellingen

2 NIROND-TR 2012–18 N , Versie 1, 07 December 2012


1 Inleiding

1.1 Context

NIRAS, de Nationale Instelling voor Radioactief Afval en verrijkte Splijtstoffen, is verantwoordelijk voor het beheer van het radioactief afval in België zodanig dat de bevolking er te allen tijde doeltreffend tegen beschermd is. NIRAS waarborgt het beheer van het radioactief afval op korte en lange termijn. De bescherming van het mi-lieu en de veiligheid van de bevolking staan hierbij centraal.

NIRAS

Huidige kantoren van NIRAS te Dessel

Kunstlaan 14 1210 Brussel

Tel 02 212 10 11 Fax 02 218 51 65

Gravenstraat 75 2480 Dessel

Tel 014 33 00 00 Fax 014 33 00 90

Met de beslissingen van 16 januari 1998 en 23 juni 2006 heeft de Federale Regering haar beleid inzake het be-heer op lange termijn van het categorie A afval vastgelegd, met name de berging van het categorie A afval aan het oppervlak te Dessel, in overeenstemming met de keuze van de bergingslocatie door het partnerschap STORA en de gemeenteraad van Dessel.

Het voorliggend veiligheidsdossier voor de oppervlaktebergingsinrichting van categorie A afval wordt door NIRAS bij het FANC (Federaal Agentschap voor Nucleaire Controle) ingediend als onderdeel van de vergun-ningsaanvraag tot oprichting en exploitatie voor deze inrichting, die conform vigerende nucleaire vergunnings-wetgeving (ARBIS, artikel 3) een nucleaire klasse I inrichting vormt.

De berging van radioactief afval is de plaatsing in een gepaste installatie zonder de bedoeling het afval nog terug te halen – het feit dat dit terughalen niet wordt beoogd, betekent niet dat het niet mogelijk is.

Een inrichting is het geheel van één of meerdere installaties waar een handeling of handelingen of beroepsactivi-teiten worden uitgevoerd, die zich bevinden binnen een beperkte en welomschreven geografische zone en waar-voor eenzelfde exploitant verantwoordelijk is (ARBIS, artikel 2).

De inrichting voor de oppervlakteberging te Dessel vormt het geheel van alle installaties, uitrustingen en afval op de NIRAS site Dessel, alsook van organisationele middelen voor de berging.

NIRAS zal de exploitant zijn van de oppervlakteberging categorie A afval te Dessel.

Sinds oktober 2012 is NIRAS nucleair klasse II exploitant voor de sanering en ontmanteling van de vroegere installaties te Fleurus van Best Medical Belgium N.V. waarvoor geen overnemer wordt gevonden. De NIRAS site Fleurus vormt een nucleaire klasse II inrichting.


1.2 Doelstelling van dit rapport en leeswijzer

Binnen het veiligheidsdossier vormt dit rapport, samen met het rapport NIROND-TR 2012-17 N “Synthese van het veiligheidsrapport voor de oppervlaktebergingsinrichting van categorie A-afval in Dessel”, het Niveau 1 Veiligheidsrapport waarin een samenvatting gegeven wordt van de sleutelargumenten die aantonen dat het voor-gestelde bergingssysteem zowel uitvoerbaar, als geoptimaliseerd, robuust en veilig is.

Dit rapport is als volgt gestructureerd: 1) Deel A bevat de inleiding en doelstellingen:

a) Voorliggend Hoofdstuk 1 omvat de inleiding en leeswijzer. b) Hoofdstuk 2 stelt de doelstellingen en structuur van het veiligheidsdossier voor.

2) Deel B bevat een algemene samenvatting: a) Hoofdstuk 3 bevat een beschrijving van het project. b) Hoofdstuk 4 bevat de fundamenten van de langetermijn veiligheid voor de berging aan het oppervlak

van radioactief afval in België. c) Hoofdstuk 5 geeft een overzicht van de belangrijkste veiligheidsargumenten.

3) Deel C bevat in Hoofdstuk 6 een gedetailleerde technische samenvatting van de veiligheidsargumenten. 4) Deel D behelst de algemene conclusies: Hoofdstuk 7 bevat de algemene conclusies uit delen A tot en met C. Het rapport bevat ten slotte ook een lijst van acroniemen en referenties.

De hoofdstukken 5 en 6 bespreken de veiligheidsargumenten voor de oppervlakteberging te Dessel. In hoofdstuk 5 wordt een algemene samenvatting gegeven van de argumenten. In hoofdstuk 6 worden de diverse stellingna-mes uit deze algemene samenvatting in meer detail beargumenteerd.

De hoofdstukken 5 en 6 zijn zo opgebouwd dat ze los van elkaar kunnen worden gelezen, afhankelijk van de invalshoek die de lezer wenst. Dit brengt met zich mee dat sommige aspecten zowel in hoofdstukken 5 als 6 be-sproken worden, en dat de informatie in deze hoofdstukken dus gedeeltelijk overlappend is.

De besprekingen in de hoofdstukken 5 en 6 hebben als gemeenschappelijke achtergrondinformatie de informatie uit hoofdstukken 1 tot en met 4. Hoofdstuk 7 biedt de algemene conclusies.

Afhankelijk van de invalshoek, kan men dus volgende leesvolgorde aanhouden:

hoofdstukken 1 tot en met 4, in combinatie met hoofdstukken 5 en 8 indien men een algemene samenvatting wenst,

hoofdstukken 1 tot en met 4, in combinatie met hoofdstukken 6 en 8 indien men een gedetailleerde samen-vatting van de veiligheidsargumenten wenst,

hoofdstukken 1 tot en met 4, in combinatie met het rapport NIROND-TR 2012-17 N “Synthese van het vei-ligheidsrapport voor de oppervlaktebergingsinrichting van categorie A-afval in Dessel” indien men een sa-menvatting van de 17 hoofdstukken van het niveau 2 veiligheidsrapport wenst.


2 Doelstellingen en structuur van het veiligheidsdossier

2.1 Doelstellingen van het veiligheidsdossier

Een veiligheidsdossier (safety case) is de integratie van argumenten die de veiligheid en het vertrouwen in deze veiligheid onderbouwen en waar mogelijk kwantificeren.

De doelstelling van voorliggend veiligheidsdossier bestaat erin om de argumenten te verschaffen voor de radio-logische veiligheid van de inrichting voor oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel.

Dit veiligheidsdossier ondersteunt de aanvraag tot oprichtings- en exploitatievergunning voor de inrichting, die conform de vigerende wetgeving van het Algemeen Reglement voor Bescherming tegen Ioniserende Stralingen een klasse I inrichting is (ARBIS, Koninklijk Besluit van 20/07/2001, artikel 3). De aanvraag tot oprichtings- en exploitatievergunning dient ingediend te worden bij het FANC.

Het veiligheidsdossier is daarom voornamelijk gericht aan het FANC, maar is ook van belang voor andere be-langhebbenden zoals de lokale stakeholders, de regering, NIRAS personeel en experts die betrokken zijn bij het Belgische bergingsprogramma van categorie A afval.

2.2 Structuur van het veiligheidsdossier

Om rekening te houden met de verschillende doelgroepen is het veiligheidsdossier opgebouwd uit meerdere ni-veaus van documenten. Naarmate een document een hoger niveaunummer heeft, bevat het meer informatie en wetenschappelijke en technische details die de veiligheidsargumenten onderbouwen. Dit wordt weergegeven in Figuur 1.

Figuur 1: Structuur van het veiligheidsdossier.


Het veiligheidsdossier is als volgt opgebouwd (Figuur 1):

een niveau 1 veiligheidsrapport dat een overzicht geeft van de belangrijkste veiligheidsargumenten,

een niveau 2 veiligheidsrapport met de veiligheidsargumenten en de essentiële elementen ter staving ervan,

ondersteunende documenten ter staving van niveaus 1 en 2 (zie verder paragraaf 2.2.2).

De informatie die geselecteerd werd in voorliggend niveau 1 veiligheidsrapport omvat een samenvatting van het veiligheidsrapport niveau 2. Dit rapport niveau 1 geeft een overzicht van de belangrijkste veiligheidsargumenten voor de veiligheid van de bergingsinstallatie en bestaat uit een algemene en een gedetailleerde technische sa-menvatting.

De algemene samenvatting (Hoofdstuk 5) is bestemd voor technische experts en overheden, en heeft als doel een algemeen overzicht te geven van de veiligheidsargumentatie en van de conclusies en implicaties van het veiligheidsdossier.

De gedetailleerde technische samenvatting is bestemd voor die technische experts en overheden die een ge-detailleerd overzicht van de veiligheidsargumentatie wensen om de conclusies en de implicaties van dit vei-ligheidsdossier na te gaan (Hoofdstuk 6 van dit rapport) en/of een leeswijzer wensen bij de meer gedetail-leerde en meer technische documentatie van het veiligheidsdossier in niveau 2 en in de ondersteunende documenten (bijhorende rapport NIROND-TR 2012-17 N “Synthese van het veiligheidsrapport voor de op-pervlaktebergingsinrichting van categorie A-afval in Dessel”).

2.2.1 Structuur van niveau 2 van het veiligheidsrapport

Het veiligheidsrapport niveau 2 is samengesteld uit 17 hoofdstukken en dient als referentie voor het veiligheids-rapport niveau 1. Het veiligheidsrapport niveau 2 beschrijft de veiligheidsargumenten en de belangrijkste ele-menten die de veiligheidsargumentatie onderbouwen. Voor verdere staving van de veiligheidsargumenten wordt verwezen naar ondersteunende niveau 3 en 4 documenten.

De structuur voor het veiligheidsrapport niveau 2 is een weergave van het proces van totstandkoming van veilig-heidsevaluaties en het definiëren van operationele condities voor de bergingsinstallatie (Figuur 2), en werd als volgt vastgelegd door het FANC [R-1]:

Deel I bevat de evaluatiecontext. Dit deel is opgebouwd uit drie hoofdstukken: Hoofdstuk 1 beschrijft de organisatie van het dossier en geeft algemene informatie [HS-1], Hoofdstuk 2 behandelt het veiligheidsbe-leid, de veiligheidsstrategie en het veiligheidsconcept [HS-2] en Hoofdstuk 3 beschrijft het beheersysteem [HS-3].

Deel II bevat de evaluatiebasis. Dit deel bevat de basisinformatie waarop de veiligheidsevaluaties worden gebaseerd. De evaluatiebasis is op zijn beurt verder opgedeeld in twee delen: de wetenschappelijke basis (Deel II-A) en de technische basis (Deel II-B) voor de veiligheidsevaluaties. ► De wetenschappelijke evaluatiebasis is de fenomenologische basis voor zowel de ontwikkeling van het

ontwerp als de ontwikkeling van de veiligheidsevaluaties. De fenomenologische basis wordt verder on-derverdeeld in drie verschillende disciplines: de kenmerken van de site en haar omgeving (Hoofdstuk 4 [HS-4]), de fenomenologie van de technische barrières met inbegrip van de afdekking en de barrières op basis van cement (Hoofdstuk 5 [HS-5]), en de kenmerken van het afval (Hoofdstuk 6 [HS-6]).


► De technische evaluatiebasis omvat de ontwikkeling van het ontwerp en de constructie van de monolie-ten (Hoofdstuk 7 [HS-7]) en van de bergingsinrichting (Hoofdstuk 8 [HS-8]), de exploitatie (Hoofdstuk 9 [HS-9]), de sluiting (Hoofdstuk 10 [HS-10]) en de maatregelen na sluiting (Hoofdstuk 11 [HS-11]).

Deel III bevat de veiligheidsevaluatie. Dit deel is gebaseerd op zowel de evaluatiecontext als de evaluatieba-sis, en is samengesteld uit de volgende hoofdstukken: Hoofdstuk 12 handelt over stralingsbescherming [HS-12], Hoofdstuk 13 [HS-13] geeft een overzicht van de operationele veiligheidsevaluaties en Hoofdstuk 14 [HS-14] geeft een overzicht van de langetermijn veiligheidsevaluaties.

Deel IV bevat de operationele condities. Dit deel beschrijft de omzetting van de veiligheidsargumenten tot operationele condities bij exploitatie. Deze operationele condities omvatten: ► Conformiteitsvereisten voor het afval dat geborgen zal worden (Hoofdstuk 15 [HS-15]), ► Monitoring en toezicht (Hoofdstuk 16 [HS-16]), en ► Technische specificaties van de bergingsinstallaties en randinfrastructuur (Hoofdstuk 17 [HS-17]).

Het rapport NIROND-TR 2012-17 N “Synthese van het veiligheidsrapport voor de oppervlaktebergingsin-richting van categorie A-afval in Dessel” bevat een samenvatting van de hier beschreven 17 hoofdstukken van het niveau 2 veiligheidsrapport.

Figuur 2: Structuur van het veiligheidsrapport niveau 2.

2.2.2 Structuur van de niveau 3 en 4 ondersteunende documenten

De ondersteunende documenten van niveau 3 en 4 zijn samengesteld uit technische rapporten die werden uitge-werkt door en/of namens NIRAS. De ondersteunende documenten staven de veiligheidsargumenten die beschre-ven zijn in het veiligheidsrapport.

II-A. Wetenschappelijkeevaluatie basis

II-B. Technische evaluatie basis

III. Veiligheids-evaluaties

IV. Operationelecondities

2 Veiligheid-strategie

3 Beheer-systeem

4 Site

5 Kunstmatige barrières

6 Afval

7 Monoliet

8 Berging

9 Uitbating

10 Sluiting

11 Maatre-gelen na sluiting

12 Stralings-bescherming

13 Operationeleveiligheid

14 Langetermijn-veiligheid

15 Confor-miteits criteria

16 Monitoring

17 Technischespecificaties

1 Context

II. Evaluatie basis

I. Evaluatie-context


De niveau 3 documenten beschrijven en onderbouwen de methodologieën voor de ontwikkeling van het ontwerp en de veiligheidsevaluaties. Niveau 3 omvat ook een beschrijving van de bestaande gegevenheden, alsook van de siteselectie en –bevestiging. Tot slot behelst niveau 3 ook de documentatie van de internationale peer review onder auspiciën van het Nucleair Energie Agentschap (NEA) van de OESO, die NIRAS heeft laten uitvoeren op haar veiligheidsdossier.

De toepassing van de methodologieën is gedocumenteerd in niveau 4. Niveau 4 documenten beschrijven de we-tenschappelijke en technische evaluatiebasis, de ontwikkeling van het ontwerp, de constructie, de exploitatie en de sluiting, en de veiligheidsevaluaties. Een verdere classificatie van niveau 4 wordt gemaakt op basis van de verschillende domeinen van de veiligheidsargumenten en hun onderbouwing:

STB: Scientific and Technical Bases – Wetenschappelijke en technische basis. ► STB-SIE: Scientific and Technical Bases of the Site and the Environment – Wetenschappelijke en tech-

nische basis van de site en omgeving. ► STB-NF: Scientific and Technical Bases of the engineered barriers in the Near-Field, i.e. multi-layer

cover and the cementitious barriers – Wetenschappelijke en technische basis van de technische barriè-res in het nabije veld, met name de afdekking en de cementgebaseerde barrières.

► STB-WAA: Scientific and Technical Bases of the Waste Acceptance of category A waste – Weten-schappelijke en technische basis van de afvalacceptatie van categorie A afval.

► STB-DSG: Scientific and Technical Bases of the DeSiGn development and description – Wetenschap-pelijke en technische basis van de ontwikkeling en beschrijving van het ontwerp.

► STB-MON: Scientific and Technical Bases of the Monitoring programme – Wetenschappelijke en tech-nische basis van het monitoring programma.

DATA: DATA gebruikt bij de selectie van parameterwaarden in de veiligheidsevaluaties.

QUAL: Qualification, verification and validation files of models and codes – Kwalificatie, verificatie en validatie dossiers voor modellen en codes : ► QUAL-DSG: Kwalificatiedossiers voor ontwerpberekeningen. ► QUAL-OP: Kwalificatiedossiers voor operationele veiligheidsevaluaties. ► QUAL-LT: Kwalificatiedossiers voor langetermijn veiligheidsevaluaties.

RES: RESults of safety assessment – Resultaten van de veiligheidsevaluaties. ► RES-OP: Resultaten van de operationele veiligheidsevaluaties. ► RES-LT: Resultaten van de langetermijn veiligheidsevaluaties.

FLR: Further Lines of Reasoning – Verdere lijnen van argumentatie en redeneringen.

Het NIRAS rapport NIROND-TR 2011-84 E [OD-241] beschrijft de inhoud van de technische ondersteunende documenten.


Deel B: Algemene samenvatting


3 Beschrijving van het project

3.1 Wat is categorie A afval?

Radioactief afval is elke stof die één of meerdere radionucliden bevat, waarvan de activiteit of activiteitsconcen-tratie om redenen van stralingsbescherming niet mogen worden verwaarloosd en daarom een specifiek beheer vereist, en waarvoor geen verder gebruik voorzien is, noch nu, noch in de toekomst.

Radioactief afval wordt in drie categorieën (categorie A, B en C) onderverdeeld. Tot welke categorie een be-paald soort afval behoort, heeft te maken met:

de intensiteit en aard van de straling: laag, middel of hoog stralend afval. Die eigenschap is vooral belangrijk voor de verwerking en tijdelijke opslag van het radioactief afval.

de stralingsduur: kortlevend of langlevend afval. Dat is vooral belangrijk voor het langetermijnbeheer van radioactief afval.

Categorie A afval is laag- en middelstralend kortlevend afval (zie Figuur 3).

Figuur 3: Classificatie van radioactief afval in drie categorieën.

Dit impliceert dat categorie A afval, afval is dat slechts een beperkte hoeveelheid langlevende radionucliden be-vat zodat het geborgen kan worden aan de oppervlakte met een robuuste afzondering en insluiting tot enkele honderden jaren (en dus equivalent is met laagactief afval volgens de IAEA1 classificatie uit 2009).

Afval van categorie A is ook afval dat tot een vast, chemisch en fysisch stabiel geheel geconditioneerd werd zo-dat de radionucliden in het afval ingesloten worden.

Dit laatste wil zeggen dat categorie A afval al een geheel van verwerking- en conditioneringstappen ondergaan heeft. Verwerking bestaat voor categorie A afval onder andere uit verbranding van brandbare materialen, com-pactie van persbare materialen, versnijding van massieve stukken of fysico-chemische behandeling van waterige

1 IAEA: Internationaal Atoomenergie Agentschap, International Atomic Energy Agency, een VN-organisatie die onder andere als taak heeft om standaarden en aanbevelingen voor radiologische veiligheid en stralingsbescherming te ontwikkelen.

Stralingsniveau

Laag Middel Hoog

Stralingsduur

Kort A A C

Lang B B C


effluenten. De producten die hiervan het resultaat zijn, worden geïmmobiliseerd, in de meeste gevallen door een omhullende matrix van mortel.

Het meeste afval van categorie A wordt momenteel in opdracht van NIRAS verwerkt en geconditioneerd door Belgoprocess (dochteronderneming van NIRAS) in de gecentraliseerde afvalverwerkings- en conditioneringsin-stallatie CILVA (Centrale Infrastructuur voor Laagactief Vast Afval) op de NIRAS site BP1 te Dessel. Het resul-taat is een standaard eindproduct, te weten een 400 liter collo. Figuur 4 is een illustratie hoe 400 liter colli, waar-in meerdere gesupercompacteerde schijven van vast persbaar afval geïmmobiliseerd zijn met mortel, er vanbinnen uitzien.

Figuur 4: Illustratie van een categorie A afval collo.

De herkomst van categorie A afval is divers.

Categorie A afval omvat ten eerste operationeel afval uit diverse exploitatie-activiteiten:

► Activiteiten in de nucleaire brandstofcyclus zoals de commerciële kerncentrales te Doel en Tihange,

► Activiteiten met betrekking tot onderzoek zoals in het SCK•CEN te Mol en IRMM te Geel, en

► Activiteiten voor medische toepassingen.

Dit operationeel afval bevat onder meer mogelijks licht besmette kledij, papier en plastic uit gecontroleerde zones, filters en vloeibare effluenten uit laboratoria en reactorkringen, gebruikte ionenuitwisselingsharsen, ventilatiefilters ... die verder verwerkt en geconditioneerd worden. In afwachting van een definitieve berging worden de colli categorie A afval door Belgoprocess in opdracht van NIRAS gecentraliseerd opgeslagen in specifiek daartoe ontworpen opslaggebouwen op site BP1 te Dessel (zie verder Figuur 9).

Categorie A afval resulteert niet alleen uit exploitatie-activiteiten, maar een belangrijke hoeveelheid catego-rie A afval ontstaat bij de ontmanteling en ontsmetting van buiten dienst gestelde installaties zoals nucleaire gebouwen, reactoren, deeltjesversnellers, installaties voor productie van isotopen voor medische toepassin-gen ... Grotere stukken afkomstig uit ontmanteling kunnen rechtstreeks met mortel geconditioneerd worden in een bergingsverpakking voor categorie A afval, ten einde onder andere de blootstellingen van werkne-mers te beperken bij versnijding van de stukken.


3.2 Doelstellingen van de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel

Het doel van de oppervlakteberging te Dessel is om al het huidige, en het huidig voorziene, afval van categorie A in België veilig te bergen in een oppervlakteberging bestaande uit 34 overkapte betonnen modules, die 11 m hoog, 27 m lang en 25 m breed zijn, en wanddiktes van 0,7 m hebben.

Het categorie A afval wordt geplaatst in betonnen caissons (bergingsverpakkingen). De momenteel voorziene caissons hebben een wanddikte van 0,12 m, een breedte en lengte van 2 m en een hoogte tussen 1,35-1,62 m naargelang de afmetingen van het afval. De resterende vrije ruimtes in de caisson worden met mortel gevuld. Op deze wijze wordt het afval voor de berging verpakt tot monolieten. Andere afmetingen van de caissons zijn in de toekomst mogelijk voor specifieke afvaltypes.

De monolieten worden vervolgens in de betonnen modules geplaatst. Elke module heeft een capaciteit van onge-veer 900 monolieten. Het opvullen van de modules gebeurt semiautomatisch via afstandsbediening en zal onge-veer 50 jaar in beslag nemen.

Over alle modules komt een vast dak dat zowel vóór, als tijdens en na het opvullen beschutting biedt tegen de weersomstandigheden. In Figuur 5 wordt een schema gegeven van het proces waarin categorie A afval in mono-lieten geplaatst wordt, welke daarna in de modules geborgen worden. Het vaste dak over de modules wordt na het opvullen van de modules vervangen door een permanente eindafdekking.

Figuur 5: Schema van de bergingscyclus.


De veiligheidsdoelstelling van de berging is om mens en milieu, nu en in de toekomst, te beschermen tegen de schadelijke effecten van ioniserende straling. Dit zonder onnodige lasten door te schuiven naar toekomstige ge-neraties. De bergingsinstallaties zullen, door middel van een reeks van technische barrières, op passieve wijze de radioactiviteit afzonderen, insluiten en vertragen zodat de verspreiding van de radioactiviteit zoveel als mogelijk wordt vermeden, vertraagd en verzwakt.

Aanvullend aan de bergingsinstallaties wordt de volgende infrastructuur ondergebracht op de NIRAS site Dessel: een administratief gebouw (met onder andere een controlekamer en een wachtpost), een stockagegebouw, een werkplaats, infiltratiebekkens, een inspectiegalerij, een water collectie gebouw en kamers voor het bewaren en opvolgen van beton getuige structuren (Figuur 11). De bergingsinstallaties en de randinfrastructuur vormen sa-men de bergingsinrichting die het onderwerp uitmaakt van voorliggend veiligheidsrapport.

3.3 Fasen en tijdsschalen voor oppervlakteberging

Een berging van radioactief afval aan de oppervlakte wordt gekenmerkt door vrij lange tijdsschalen waarover constructie, operaties, controle, monitoring en toezicht plaatsvinden. Zo wordt momenteel voorzien dat het vul-len van de berging met radioactief afval in totaal ongeveer 50 jaar in beslag zou nemen, waarna er nog verdere monitoring en toezicht voorzien zijn voor een bijkomende 300 jaar. De verschillende fasen, tijdsschalen en de mogelijke activiteiten worden schematisch weergegeven in Figuur 6.

In deze figuur worden ook de twee types weergegeven van radiologische veiligheidsevaluaties die uitgevoerd dienen te worden in een veiligheidsdossier en veiligheidsrapport: 1) Met behulp van de operationele veiligheidsevaluaties wordt de radiologische veiligheid van publiek en pro-

fessioneel blootgestelde personen geëvalueerd bij het uitvoeren van de operaties en controles tijdens de ex-ploitatie en van het toezicht op de berging.

2) Met behulp van de langetermijn veiligheidsevaluaties wordt de radiologische veiligheid van het publiek geëvalueerd in de periode na sluiting van de berging. a) Door radioactief verval zal het grootste deel van het radiologisch risico verbonden met het categorie A

afval vervallen op tijdsschalen van enkele honderden jaren. b) Met behulp van de langetermijn veiligheidsevaluaties wordt nagegaan dat het radiologisch restrisico van

het afval daarna lager is dan de toepasselijke normen, met name dat i) mogelijke radiologische gevolgen van onopzettelijke menselijke intrusies vanaf de onderstelde op-

heffing van nucleaire reglementaire controle beperkt blijven en zich onder de normen bevinden, ii) de mogelijke radiologische gevolgen van een geleidelijke uitloging van de restfractie van activiteit

uit de installatie beperkt blijven en zich onder de normen bevinden. Met de langetermijn veiligheidsevaluaties wordt op deze wijze bevestigd dat verder toezicht en controle op de berging, niet meer nodig zijn na enkele honderden jaren. Toezicht en controle zijn niet meer no-dig, maar blijven steeds mogelijk voor de toekomstige generaties. Zij kunnen er ook voor kiezen om passieve beschermingsmaatregelen te blijven nemen, zoals het beperken van bodemgebruik, het ver-spreiden van informatie over het geheugen van de site, enzovoort. NIRAS is eigenaar van de bergings-inrichting én betrokken partij in de lokale partnerschappen. In die rol kan zij in belangrijke mate bijdra-gen tot de continuïteit in de opvolging van de berging en het behoud van het geheugen.


Figuur 6: Overzicht van fasen en tijdsschalen voor oppervlakteberging, alsook mogelijke activiteiten en de 2 types van veiligheidsevaluaties. De tijdsschalen zijn indicatief.

2013Vergunnings-

aanvraag

Oprichtings-en exploitatie

Vergunning

Constructie van de inrichting en van modules

T0 + 50 jaarAanleg vanafdekking

T0 + 95 jaarStart van

sluiting

T0 + 100 jaarStart post-sluiting

toezicht en controle

T0 + 350 jaarOpheffing reglementaire

controle

ProjectFase

Vergunnings-procedure

Constructie fase

Exploitatiefase

Sluitings fase

Nucleaire reglementaire controle fase

Phase

T0Start

exploitatie

Bergen van afval

Monitoring en toezicht in modules (inspectiegalerij)

Monitoring en toezicht in de omgeving

Monitoring en toezicht van de afdekking

Operationele radiologische veiligheid

Langetermijn radiologische veiligheid


Figuur 7: Topografische kaart van het projectgebied en de omgeving.


Figuur 8: Stratenplan.


Figuur 9: Luchtfoto.


Figuur 10: Inplanting van de bergingsmodules parallel met de Europalaan ten westen van NIRAS site BP1 en ten zuiden van Belgonucleaire.


Figuur 11: Schematisch overzicht van de infrastructuren op de NIRAS site Dessel.

Administratief gebouw (controlezaal, wachtpost …) Stockagebouw Infiltratiebekken

Inspectiegalerij + water collectie gebouw

Sporen

Modules

Werkplaats /garage

Infiltratiebekken

Wegenis

Kamers voor bewaren van beton getuige structuren

…


3.4 Situering van het project en beschrijving van de site

3.4.1 Situering van het project en afbakening van de bergingsinrichting

De bergingsinrichting zal gebouwd worden op het grondgebied van de gemeente Dessel. De gemeente Dessel ligt in het noordoosten van België in de provincie Antwerpen. Dessel ligt op ongeveer 60 km ten oosten van Antwerpen en op 15 km ten zuidoosten van Turnhout. De buurgemeenten van Dessel zijn Retie (noorden en westen) en Mol (zuiden en oosten). Het projectgebied ligt in het zuidwesten van de gemeente Dessel, in de nu-cleaire zone ten noorden van het kanaal Bocholt-Herentals en ten oosten van de N118 Geel-Retie die de gemeen-tegrens tussen Dessel en Retie vormt.

De gemeenten gelegen in een straal van 5 km rondom de bergingsinrichting omvatten Dessel, Mol, Retie, Geel en Kasterlee (zie Figuur 12).

Figuur 12: Situering van de bergingsinrichting ten opzichte van de omliggende gemeenten.

Een topografische kaart en stratenplan van het projectgebied en de omgeving wordt gegeven in Figuur 7 en in Figuur 8. Een luchtfoto van de site is gegeven in Figuur 9. Belgoprocesss, een dochteronderneming van NIRAS, is nucleair exploitant van de installaties voor verwerking/conditionering en voor opslag van radioactief afval op de NIRAS site BP1. FBFC International staat in voor de fabricage splijtstoffen. De exploitatie activiteiten van Belgonucleaire (ingenieursbureau en fabricage van MOX) werden recent stopgezet. De ontmanteling van het bedrijf is gestart. In het noordwesten grenst de nucleaire zone aan de KMO-zone Stenehei.

De situering van de bergingsmodules en NIRAS site Dessel wordt weergegeven in Figuur 9 en Figuur 10. Het terrein van de NIRAS site Dessel waarop de berging van categorie A afval zal plaatsvinden is eigendom van


NIRAS. De noordzijde van de NIRAS site Dessel grenst aan de Europalaan. De oostzijde van de NIRAS site Dessel grenst aan de site BP1. Op deze site BP1 zal eveneens de installatie voor de productie van monolieten (IPM) gebouwd worden die door Belgoprocess geëxploiteerd zal worden. Deze keuze van inplanting van de ber-ging en IPM beperkt het landgebruik en optimaliseert het transport van het afval vanaf Belgoprocess naar de bergingsinstallatie. Een deel van de zuidelijke zijde van de NIRAS site Dessel loopt parallel met de gemeente-grens Dessel-Mol.

De berging op de NIRAS site Dessel zal worden gebouwd in verschillende opeenvolgende stappen. De bouw zal stapsgewijs gebeuren in functie van de noden en plannen voor de aanvoer van het categorie A afval voor de ber-ging. Daarbij zullen steeds de nodige veiligheidsmaatregelen getroffen worden om constructie- en exploitatie-werkzaamheden fysisch te scheiden. De huidige plannen voorzien in een eerste stap de bouw van een reeks van 8 modules. In een tweede stap zou een reeks van 12 modules, die tot dezelfde eerste tumulus behoren, gebouwd worden terwijl de eerste reeks modules in gebruik wordt genomen en geëxploiteerd. Na de opvulling van de eer-ste reeks van 20 modules zal, al dan niet in verschillende stappen, een tweede tumulus van 14 modules worden gebouwd.

3.4.2 Sitekarakteristieken

Dessel ligt in het binnenland op ongeveer 150 km van de Belgische kust.

Het is gelegen in het Kempisch bekken, dat een sedimentair bekken is waarin over het algemeen grootschalige, structurele kenmerken ontbreken, en dat quasi-horizontale afzettingen heeft in de directe omgeving van de site. De lokale geologie kenmerkt zich tot op een diepte van ~ 190 m door verschillende zeer doorlatende zandlagen van het Kwartair en Tertiair tijdperk. Hieronder ligt de Boomse kleilaag.

Het tektonisch rustig, relatief vlak terrein in het noorden van België, met een gelaagde sedimentaire geologie, leent zich voor eenvoudige karakterisering en modellering van geologie en grondwaterstroming.

De gemiddelde diepte van de grondwatertafel op de site bedraagt tussen ~ 1-2 m ten opzichte van het maaiveld. De omgeving rondom de NIRAS site Dessel situeert zich op niveaus van ongeveer 25 mTAW2 (Tweede Alge-mene Waterpassing). De omgeving van de bergingsmodules zal opgehoogd worden tot 27 mTAW.

De typische zandige bodems van de Kempen vertalen zich in extremere temperatuur waarden vergeleken met de rest van België: de zomers zijn er 0,5 °C warmer, de winters 0,8 °C kouder en er valt ook wat meer neerslag. Er werden schattingen gemaakt van de toekomstige klimaatveranderingen aan de hand van modellen van IPCC3. Deze eeuw wordt verwacht dat het klimaat zal evolueren naar warmere, nattere winters en hetere en drogere zo-mers. Op termijn zou hier een subtropisch klimaat met winterneerslag heersen. De klimaat wijzigingen zouden onder meer aanleiding kunnen geven tot een toename van de infiltratie van regenwater. Met dergelijke toename werd voorzichtigheidshalve al vanaf het plaatsen van de afdekking rekening gehouden bij het ontwerp en bij de veiligheidsevaluaties van de berging.

2 TAW: Tweede Algemene Waterpassing, is de referentiehoogte waartegenover hoogtemetingen in België worden uitgedrukt; een TAW-hoogte van 0 meter is gelijk aan het gemiddeld zeeniveau bij laagwater te Oostende.

3 IPPC: Intergovernmental Panel on Climate Change, een VN-organisatie die wetenschappelijke bevindingen over klimaatswijziging bundelt.


In de ruime omgeving rond de NIRAS site Dessel is er heel wat menselijke activiteit. Industriële activiteit vooral bestaande uit (petro)chemie en metaalindustrie, is ontwikkeld langs de assen Albertkanaal/E313 en E34. In de omgeving van de nucleaire zone is de verkeersinfrastructuur goed ontwikkeld met een dens wegennet, het kanaal Bocholt-Herentals en de spoorweglijn Antwerpen-Mol-Hasselt. De regio wordt gekenmerkt door een geringe mate van zelfvoorziening, behalve wat de industriële productie van drinkbaar grondwater betreft.

Terwijl België een gemiddelde bevolkingsdichtheid van 349 inwoners per km2 heeft, zijn de gemeenten in de buurt van de NIRAS site Dessel minder dicht bevolkt dan het Belgische gemiddelde: Dessel 330 inwoners/km2, Mol 292 inwoners/km2, Geel 328 inwoners/km2, Retie 218 inwoners/km2 en Kasterlee 252 inwoners/km2 (gege-vens 01 januari 2008).

3.5 Beschrijving bergingsinstallaties en monolieten

Belangrijke opmerking: De afmetingen die in dit rapport gegeven worden zijn afgeronde waarden uit de tech-nische tekeningen die deel uitmaken van het ontwerp beschreven in Hoofdstuk 8 van het Niveau 2 Veiligheids-rapport. Tijdens de aanbestedingsfase en de daarop volgende constructiefase zullen de technische specificaties, constructietekeningen en as built tekeningen worden opgesteld. Deze zullen in overeenstemming zijn met de relevante veiligheidsparameters, bepaald door het veiligheidsrapport en worden ter beschikking gesteld van de regelgever voor de berging. Afwijkingen kunnen aanleiding geven tot aanvullende analyses.

Het beschouwde bergingsconcept wordt schematisch weergegeven in Figuur 13. Radioactief afval wordt in be-tonnen caissons geplaatst en met mortel geïmmobiliseerd tot monolieten. De monolieten worden vervolgens ge-positioneerd en gestapeld in bovengrondse betonnen modules. De betonnen modules hebben buitenafmetingen van 11 m hoogte op 27 m x 25 m. De modules bestaan uit gewapend beton.

De module wanden hebben een dikte van 0,7 m. Er is een dubbele bodemplaat voorzien, bestaande uit enerzijds een funderingsplaat en anderzijds een steunplaat beide met een dikte van 0,7 m. Tussen de funderingsplaat en de steunplaat bevindt zich een inspectieruimte van 0,6 m hoog. De inspectieruimte is bereikbaar door afstandsbe-diende inspectierobots en bevat verder een drainagesysteem waarmee eventueel doorsijpelend water gemonitord kan worden. De structurele top plaat waarmee de modules afgedicht worden, heeft een dikte van 0,4 m.

Tussen de modules bevindt zich een inspectiegalerij die verbonden is met de inspectieruimtes van de verschil-lende modules. Het drainagesysteem van de modules loopt via de inspectieruimtes en inspectiegalerij tot bij een water collectiegebouw, vanwaar het water na controles afgevoerd kan worden (Figuur 11).

Figuur 13: Overzicht van het bergingsconcept.

Afdekking

Monolieten

Modules

Inspectieruimtes Inspectiegalerij


Inspectieruimtes en rol van de bergingssite

Onder elke bergingsmodule komt er een inspectieruimte waarin regelmatig controles verricht zullen worden. Zo kunnen eventuele scheuren of insijpelend water in een vroeg stadium vast-gesteld worden. Het gebruik van een inspectieruimte maakt de bergingsinstallatie ook minder afhankelijk van de plaatselijke geologische ondergrond.

Bij de zoektocht naar een geschikte site voor het bergen van categorie A-afval speelden in eer-ste instantie de natuurlijke geologische en hydrogeologische kenmerken van de site een grote rol. Zo zocht men naar sites die gekenmerkt werden door een oppervlakkige doorlatende laag (bijvoorbeeld zand) bovenop een ondoorlatende laag (bijvoorbeeld klei).

Deze zand-op-kleilagen moesten dan in de richting van een drainerende rivier hellen. Het grondwater zou ter hoogte van die rivier kunnen worden opgevangen en gemonitord om het goed functioneren van de bergingsinstallatie na te gaan.

NIRAS koos er echter voor om meer gewicht toe te kennen aan technische barrières en een in-spectieruimte te voorzien onder de bergingsmodules, dicht bij het geborgen afval. Een van de belangrijkste veiligheidsfuncties van de verschillende robuuste barrières is het verhinderen of zo lang mogelijk uitstellen van elk contact tussen het afval en water (regenwater, grondwater). Dat is cruciaal, want via het water kunnen radionucliden zich vanuit het afval naar de biosfeer verplaatsen.

Door zoveel aandacht te besteden aan de technische barrières en te kiezen voor een inspectie-ruimte onder de bergingsmodules verviel het belang van een zand-op-kleilaag en een draine-rende rivier voor de keuze van de bergingssite.

De inspectieruimte maakt het mogelijk om insijpelend water vlak bij het afval op te vangen. Omdat wegens de dilutie in de omgeving van de site van Dessel de concentraties van radionu-cliden in de Kleine/Witte Nete niet boven de detectielimieten uitkomen, en omdat de migratie van radionucliden tussen de berging en de Kleine/Witte Nete meerdere decennia duurt, werd beslist om de technische barrières te versterken door middel van de inspectieruimtes waarin concentraties boven detectieniveaus kunnen uitkomen en waarin een snellere, meer alerte de-tectie mogelijk is. De inspectieruimte laat ook toe om een eventuele instabiliteit in de construc-tie vast te stellen. Zo kan de degradatie van de technische barrières worden gemonitord en vroegtijdig worden vastgesteld. Omdat de inspectieruimte moeilijk toegankelijk is, zullen de inspecties gebeuren met robottoestellen.

De eigenschappen van de bergingslocatie die bijdragen aan de passieve insluiting en afzonde-ring worden verder behandeld in paragrafen 4.2.2 en 4.3.1.5.


De inspectiegalerij biedt ook toegang tot twee kamers (Figuur 11) die voorzien zijn tussen de eerste vier modules om beton getuige structuren onder in-situ condities op te slaan en op te volgen. Observaties en testen op de ge-tuige structuren zullen worden gebruikt om de tijdsevolutie van de betonperformantie te bevestigen.

De modules worden gebouwd op een fundering die bestaat uit een 0,6 m grindlaag en een 2 m dikke zand cement laag. Het grind voorkomt opstijgend vocht. De ophoging garandeert dat de modules zich te allen tijde boven het waterniveau bevinden.

Vanaf constructie tot het aanleggen van de afdekking zijn alle modules overkapt door een vast stalen dak om ze tegen weersinvloeden te beschermen.

Momenteel zijn er drie types monolieten voorzien (zie Figuur 14), afhankelijk van het type afval. De caisson type I is bedoeld voor de post-conditionering van een standaard 400 liter primair collo. Type II is voor grotere en zwaardere primaire colli. Type III is voor bulkafval (met name ontmantelingsafval). Dit afval wordt rechtstreeks in een stalen kooi in de caisson geplaatst en geïmmobiliseerd met mortel. De drie types monolieten hebben de-zelfde horizontale afmetingen: 2 m x 2 m. Type I heeft een hoogte van 1,35 m terwijl de types II en III een hoog-te hebben van 1,62 m. Bijkomende types en andere afmetingen van monolieten zijn in de toekomst mogelijk, afhankelijk van het afval en de verwerking en conditioneringsmethodes. Het dosistempo op contact bij de mono-lieten is maximum 20 mSv/uur, maar voor het grootste deel van het afval bedraagt het dosistempo op contact maximum 2 mSv/uur.

Figuur 14: Schematisch overzicht van de 3 types caissons, gevuld met afval.

Gedurende de exploitatie van de berging, worden monolieten per spoor overgebracht van de IPM naar de modu-les. De monolieten worden getransporteerd door een afstandsbediende trein voorzien van een overpack die zorgt voor radiologische afscherming. De trein zal één monoliet per rit transporteren. Het transport gebeurt afstands-bediend vanuit het controlelokaal, dat zich in het administratief gebouw bevindt (Figuur 11). Twee spoorlijnen bevinden zich parallel aan de modules en aan weerszijden ervan (Figuur 11).

Wanneer de trein met monoliet aankomt op de losplaats tussen de modules, tilt een rolbrug de monoliet uit de overpack over de modulewand naar de toegewezen plaats in de module. De monoliet wordt getild bij zijn vier hijsankers, één op elke hoek.

Om differentiële zettingen te beperken en de operaties met de rolbrug te vergemakkelijken, worden vier aan-grenzende modules gelijktijdig gevuld, parallel gebruik makend van twee rolbruggen. De rolbruggen worden op afstand bediend vanuit het controlelokaal in het administratief gebouw.


Het opvullen van een module gebeurt laag per laag, startend vanuit het midden van de module richting hoeken.

Een module kan 936 monolieten in 6 lagen bevatten (monolieten type I) of 780 monolieten (type II of III) in 5 lagen. Eenzelfde module kan verschillende types monolieten opnemen.

Nadat de monoliet op de toegewezen positie in de module geplaatst werd, wordt met behulp van de rolbrug nog een 0,3 m dikke prefab afschermingsplaat op de monoliet geplaatst om de externe bestraling rondom de ber-gingsmodules zo veel als mogelijk te beperken. Deze afschermingsplaat wordt verwijderd voor de plaatsing van de volgende monoliet in dezelfde stapel en vervolgens weer geplaatst op de bovenste monoliet van de stapel.

Figuur 15: Schematische illustratie van de bergingsinstallaties tijdens vuloperaties.

Wanneer vier modules zijn gevuld (bijvoorbeeld na 3 tot 5 jaar), worden deze modules afgedicht. De afscherm-platen blijven op hun plaats en zorgen voor een beperking van de radiologische blootstellingen van de werkne-mers die de afdichtingswerken uitvoeren. Het afdichten van een module gebeurt als volgt: opvullen van de late-rale restruimte met grind, aanbrengen van de wapening voor de structurele top plaat en storten van de structurele top plaat. Na het afdichten van de vier gevulde modules, worden de rolbruggen opgetild en verplaatst naar de volgende zone van vier modules die opgevuld zullen worden.

Na het vullen van de bergingsinstallaties met afval, zullen de modules afgedekt worden door een eindafdekking om een tumulus te vormen (zie Figuur 16). Twee tumuli zijn voorzien om het huidig verwachte totaal volume aan categorie A afval te bergen.

De eerste tumulus/bergingsinstallatie bestaat uit 20 modules die opgesteld staan in twee parallelle rijen met elk 10 modules, ten westen van de site BP1. Rekening houdend met de afdekking, heeft deze tumulus een lengte van 460 m, een breedte van 180 m en een hoogte van 20 m boven het lokale maaiveld.

De tweede tumulus/bergingsinstallatie bestaat uit twee parallelle rijen van 7 modules en zal later ten westen aan de eerste tumulus gerealiseerd worden. De plaats ervan is zo dicht als mogelijk tegen de eerste tumulus om een compacte site tot stand te brengen.


Figuur 16: Schematisch overzicht van de bergingsinrichting tijdens exploitatie (links) en na het plaatsen van de afdekking (rechts).

Het referentieprofiel van de toekomstige afdekking bestaat uit een zandophoging rond de modules, een ondoorla-tende top plaat, bestaande uit beton gewapend met staalvezels en/of enkele klassieke wapeningsnetten, zwevende platen om de aarden lagen van de afdekking te ondersteunen, en daarboven een reeks van aarden lagen. Elke aarden laag heeft een specifieke functie. Van boven naar onder: een biologische laag om vegetatiegroei en eva-potranspiratie te ondersteunen, een bio-intrusie barrière om degradatie door diepe wortelstelsels en woeldieren tegen te gaan, een infiltratie barrière om doorsijpeling van water naar de onderliggende modules te beperken.

Om de constructie van de afdekking voor te bereiden, om een verdere bevestiging te krijgen van de performantie van de afdekking en om verder te optimaliseren, plant NIRAS op korte termijn een testopstelling waarin twee profielen van proefafdekkingen gebouwd, getest en langdurig opgevolgd zullen worden. Deze testopstelling zal ten noorden van site BP1 gebouwd worden.

De bergingsactiviteiten worden gemonitord en bewaakt. Monitoringsystemen worden zo dicht mogelijk bij het afval geplaatst. De bedoeling hiervan is een alert systeem te krijgen waarmee onverwachte gebeurtenissen of processen zo snel als mogelijk worden opgemerkt. Een belangrijk monitoringsysteem bestaat uit het drainagesys-teem en de inspectieruimten en galerijen die gedurende de hele exploitatiefase gemonitord worden om de per-formantie van het bergingssysteem te controleren. Tijdens de toekomstige werkzaamheden voor de sluitingsfase, wordt het drainagesysteem en de inspectieruimten en galerijen afgedicht om de bergingsinstallatie in zijn defini-tieve passieve configuratie te brengen.

Het monitoring en het toezichtsprogramma heeft ook betrekking op de fysieke controle van de site en op het om-gevingstoezicht. Deze zullen worden uitgevoerd tijdens de exploitatie, sluitings- en nucleaire reglementaire con-trolefasen. Gedurende deze fasen wordt de bewaking van de site met toegangscontrole gehandhaafd om onopzet-telijke menselijke intrusie te vermijden. Na het opheffen van de nucleaire reglementaire controle, verondersteld na ongeveer 350 jaren, is de bergingsinrichting niet langer een nucleaire klasse I inrichting volgens de ARBIS-regelgeving.


3.6 Volumetrische capaciteit van de berging

De volumetrische capaciteit van de berging bedraagt 34 modules. Dit correspondeert met een bergingsvolume van afgerond 163 200 m3 (extern volume van monolieten). De exacte hoeveelheid afval dat geborgen zal wor-den, hangt onder meer af van toekomstige productie van exploitatie- en ontmantelingsafval van categorie A, en zal ook beperkt worden door de radiologische capaciteit van de berging (zie verder Tabel 13 in paragraaf 6.6.4.5).

Een module kan 936 type I monolieten bevatten (6 x 12 x 13). 34 modules zouden overeenstemmen met 31 824 type I monolieten, indien de berging uitsluitend uit type I monolieten bestond.

Een module kan 780 type II/III monolieten bevatten (5 x 12 x 13). Op dezelfde wijze zouden 34 modules over-eenstemmen met 26 520 type II/III monolieten, indien de berging uitsluitend uit type II/III monolieten bestond.

De totale hoeveelheid bestaand en geraamd toekomstig categorie A afval, zoals geschat in 2008, samen met een reserve leidt tot een benodigd aantal modules van 34, corresponderend met 29 562 monolieten waarvan 18 252 van type I en 11 310 van type II/III (zie ook verder Tabel 5 in paragraaf 6.4.3).

3.7 Algemeen overzicht van het bergingsprogramma voor categorie A afval

NIRAS begon haar O&O-activiteiten op het gebied van het langetermijnbeheer van categorie A afval in het mid-den van de jaren 1980, d.w.z. kort na de oprichting van de instelling. Deze zoektocht naar een oplossing voor het langetermijnbeheer van categorie A afval in België resulteerde in 2006 uiteindelijk in de beleidsbeslissing van de Federale Regering om categorie A afval te bergen in oppervlaktebergingsinstallaties te Dessel. Deze beslissing gaf aanleiding tot een geïntegreerd project voor de berging van categorie A afval in Dessel, het cAt-project.

De O&O-activiteiten waren aanvankelijk uitsluitend gericht op wetenschappelijke en technische aspecten. Er kon hierdoor heel wat vooruitgang worden geboekt, maar de verschillende betrokkenen zagen gaandeweg in dat er ook rekening moest worden gehouden met maatschappelijke aspecten om het probleem van het langetermijn-beheer van categorie A afval op te lossen. Op basis van dit voortschrijdend inzicht en de beleidsbeslissing van de Federale Regering van 16 januari 1998, werd de betrokkenheid van de lokale bevolking opgenomen als essenti-eel onderdeel van de activiteiten rond het langetermijnbeheer van categorie A afval tijdens:

de voorontwerpfase die resulteerde in de beleidsbeslissing van de Federale Regering van 23 juni 2006; en

de huidige projectfase die onder andere resulteert in de aanvraag voor de oprichtings- en exploitatievergun-ning voor de oppervlaktebergingsinrichting in Dessel.

De betrokkenheid van de lokale bevolking zal ook gedurende de volledige levensloop van de bergingsinstallaties onlosmakelijk deel blijven uitmaken van het langetermijnbeheer van categorie A afval. Figuur 17 geeft een al-gemeen overzicht van het programma voor het langetermijnbeheer van categorie A afval.


Figuur 17: Overzicht van het programma voor het langetermijnbeheer van categorie A afval.

3.8 Opdrachten van NIRAS

NIRAS is een overheidsinstelling die door de wet van 8 augustus 1980 werd opgericht en die instaat voor het beheer van al het radioactieve afval op Belgisch grondgebied. Een amendement van deze wet belangrijk voor het bergingsprogramma voor categorie A, is de wet van 29 december 2010 waarmee een fonds op middellange ter-mijn (FMT) in het leven wordt geroepen voor het financieren van de cAt-projectcomponenten die vereist zijn voor het behoud van het maatschappelijke draagvlak voor de berging van categorie A afval in Dessel en die niet worden gedekt door de bestaande mechanismen.

De taken en werkingsmodaliteiten van NIRAS worden in hoofdzaak vastgelegd in het Koninklijk Besluit van 30 maart 1981, zoals gewijzigd (onder andere door het Koninklijk Besluit van 03 juli 2012 inzake het FMT).

Er zijn nog andere ondersteunende wetten en besluiten die in aanmerking moeten worden genomen, waaronder het Koninklijk Besluit van 18 november 2002 houdende de regeling van de erkenning van uitrustingen bestemd voor de opslag, verwerking en conditionering van radioactief afval.

NIRAS is verantwoordelijk voor het beheer van al het radioactieve afval op Belgisch grondgebied en voor het uitwerken van een beleid voor een coherent en veilig beheer van al dit afval. Meer in het bijzonder omvat dit de volgende taken:

Taken met betrekking tot het beheer van radioactief afval: ► Het opmaken en up-to-date houden van een kwalitatieve en kwantitatieve inventaris van het radioactie-

ve afval in België, met inbegrip van productievooruitzichten inzake toekomstig afval (technische inven-taris);

► Het voorbereiden en beheren van een algemeen beheerprogramma op lange termijn dat een techno-economische beschrijving bevat van de acties die NIRAS in aanmerking neemt om het beheer van ra-dioactief afval te waarborgen;

BeleidsbeslissingFederale Regering

16 januari 1998

BeleidsbeslissingFederale Regering

23 juni 2006

Vergunningsaanvraagvoor oprichtingen exploitatie

1985 1998 2006

Verkennendestudies

Bergingsconcept + wetenschappelijke

en technischebenadering, maar

geen site, geenmaatschappelijk

draagvlak

Voorontwerpfase

Vier geïntegreerde, site-specifieke

bergingsprojectenmet lokale steun

Integratie van technische en

maatschappelijkeaspecten

Projectfase

Geïntegreerd project voor

oppervlaktebergingin Dessel

Blijvende integratievan technische en maatschappelijke

aspecten


► Het opstellen van de acceptatiecriteria voor geconditioneerd en niet-geconditioneerd afval, op basis van de algemene regels die goedgekeurd zijn door de bevoegde overheid;

► Het kwalificeren/erkennen van systemen voor de opslag, verwerking en conditionering van radioactief afval en apparatuur waarmee de radiologische kenmerken van het afval kunnen worden bepaald;

► Analyse van de naleving van acceptatiecriteria van het geconditioneerde en niet-geconditioneerde afval en de definitieve keuring ervan.

Taken met betrekking tot ontmanteling van nucleaire en radioactieve installaties: ► Het verzamelen en evalueren van alle informatie die nodig is om programma’s op te stellen voor het

beheer van afval afkomstig van ontmantelingsactiviteiten; ► Het goedkeuren van ontmantelingsprogramma’s; ► Het uitvoeren van de ontmantelingsplannen op vraag van de exploitant of in het geval van onvermogen

van de exploitant; ► Het volgen van de evolutie van de methodologie en van de ontmantelingstechnieken en de ermee ver-

band houdende kosten, met het oog op de goedkeuring van de ontmantelingsprogramma’s en de eventu-ele uitvoering van de ontmanteling.

Andere taken en opdrachten: ► Het communiceren over haar activiteiten naar het grote publiek en alle belanghebbenden bij het beheer

van radioactief afval; ► Het bepalen, in samenspraak met de afvalproducenten, van de programma's voor toegepast onderzoek,

ontwikkeling en demonstratie (O&O) die nodig zijn om haar taken te vervullen; ► Het opstellen van een repertorium van de lokalisatie en de staat van alle nucleaire installaties en alle

plaatsen die radioactieve stoffen bevatten, de raming van de kost van hun ontmanteling en sanering, de evaluatie van het bestaan en de toereikendheid van provisies voor de financiering van deze operaties, toekomstig of lopend, en de vijfjaarlijkse bijwerking van deze inventaris (inventaris van nucleaire pas-siva).

3.8.1 NIRAS als afvalbeheerder

Het beheer van het radioactief afval door NIRAS sinds meerdere decennia is onder andere gestoeld op een drie-ledig afvalacceptatiesysteem bestaande uit:

1) Het specifiëren van afvalacceptatiecriteria voor geconditioneerd en niet-geconditioneerd afval.

De acceptatiecriteria bepalen de minimumeisen waaraan het afval moet voldoen op mechanisch, fysisch, chemisch, radiologisch, thermisch, biologisch vlak. Ook beschrijven ze de administratieve eisen waaraan het afval moet voldoen om door NIRAS te kunnen worden geaccepteerd.

De acceptatiecriteria die door NIRAS worden vastgelegd, moeten op hun beurt beantwoorden aan algemene regels die zijn goedgekeurd door de bevoegde overheid. Volgens artikel 1 "Algemene bepalingen" van deze Algemene Regels dient NIRAS een lijst bij te houden van de van toepassing zijnde acceptatiecriteria en deze lijst toe te sturen aan de bevoegde overheid.

2) Het erkennen van systemen voor opslag, verwerking en conditionering van afval en van systemen die een radiologische karakterisering van het afval toelaten.


Erkenningen hebben tot doel zich ervan te vergewissen dat een methode, een procedé, een uitrusting of een installatie die wordt gebruikt door een afvalproducent, in staat is om radioactief afval te produceren en/of te karakteriseren, dat beantwoordt aan de van toepassing zijnde acceptatiecriteria. De erkenning staat er mede borg voor dat het afval beantwoordt aan de acceptatiecriteria, en is bijgevolg een noodzakelijke voorwaarde voor de acceptatie van afval.

De erkenning voor installaties voor verwerking, conditionering en opslag vindt plaats in drie stappen:

a) De goedkeuring door NIRAS van een technisch erkenningsdossier, opgesteld door de exploitant, dat de werking van het procedé en de installatie beschrijft en aantoont dat deze in staat zijn eindproducten te leveren die beantwoorden aan de van toepassing zijnde acceptatiecriteria.

b) De bevredigende verificatie van de overeenstemming tussen de informatie die in het technisch erken-ningsdossier is opgenomen, en de effectieve toepassing ervan in de te erkennen installatie; deze verifi-catie bestaat uit technische audits in de betrokken installaties.

c) Het systematisch bevredigend onderzoek van de documentatie (onder andere een productie documenta-tie dossier) die de producent heeft opgesteld om de conformiteit aan te tonen van het afval dat geprodu-ceerd en gecontroleerd wordt in de te erkennen installaties.

De erkenning van een methodologie voor radiologische karakterisering en, desgevallend, van een meetin-stallatie en –methode, en de erkenning van de methodes om zich te vergewissen van de conformiteit van het afval, geschieden eveneens op basis van specifieke erkenningsdossiers. Ook hier verifieert NIRAS de over-eenstemming tussen de informatie opgenomen in het technische erkenningsdossier en de effectieve toepas-sing van de methodes of meetinstallaties. Deze verificaties voert NIRAS uit bij de betrokken exploitant.

De erkenningen hebben een maximale geldigheidsduur van vijf jaar en NIRAS voert regelmatige opvolging en audits uit bij de exploitanten om te garanderen dat de erkenningsdossiers goed worden nageleefd in de praktijk.

3) Het accepteren van afval na analyse dat aan de afvalacceptatiecriteria voldaan is.

In de acceptatieprocedure wordt nagegaan of het aangeboden afval overeenstemt met de vereisten van de van toepassing zijnde acceptatiecriteria.

a) De producent stelt een acceptatieaanvraag op.

In deze aanvraag moet de producent een standaard formulier invullen met de kenmerken van het aange-boden afval.

Het bepalen van fysicochemische en radiologische karakteristieken van het afval behoort tot de verant-woordelijkheid van de producent en/of, desgevallend, zijn conditioneerder. De acceptatieaanvraag moet altijd worden ondertekend door de Dienst voor Fysische Controle van de producent/conditioneerder.

In het geval van geconditioneerd afval moet daarenboven de acceptatieaanvraag altijd vergezeld zijn van een productie documentatie dossier van de productiecampagne van het aangeboden afval.

b) NIRAS voert administratieve controles uit, en kan in parallel ook inspecties uitvoeren op het radioactief afval bij de producent ter plaatse.

De administratieve controles bestaan erin te bepalen of voldaan is de van toepassing zijnde acceptatie-criteria en te onderzoeken of het afval en de gebruikte karakteriseringsmethodes in overeenstemming zijn met de erkenningsdossiers. De inspecties gebeuren in eerste instantie steekproefsgewijs door enkele


colli uit de aangeboden afvalpartij te controleren. Als niet-conformiteiten worden vastgesteld, gaat NIRAS over tot de controle van de volledige partij.

c) Als de inspecties gunstig aflopen, stelt NIRAS een inspectierapport op. Lopen ook de administratieve controles gunstig af, dan maakt NIRAS een proces-verbaal van acceptatie op. Indien van toepassing, neemt NIRAS na acceptatie ook het eigenaarschap van het afval op zich. Dit wordt gemarkeerd door het proces-verbaal van transfer.

De proces-verbalen van acceptatie worden toegestuurd aan de bevoegde overheid.

d) Pas nadat NIRAS het afval geaccepteerd heeft, worden regelingen getroffen om het afval op te halen en te vervoeren naar de opslagplaats of, in de toekomst, naar de eindbestemming.

In haar afvalacceptatiesysteem heeft NIRAS sinds vele jaren proactief gewerkt met referentie-eindbestemmingen zodat in de afvalacceptatiecriteria rekening gehouden werd met het langetermijnbeheer.

Bij de vergunning voor de oprichting en exploitatie van de oppervlaktebergingsinrichting voor categorie A afval kan de referentie-eindbestemming voor dit type afval, bestaande uit een generieke oppervlakteberging, omgezet worden in de effectieve eindbestemming.

Wanneer NIRAS alle nodige vergunningen voor de bergingsinrichting van categorie A afval verkregen heeft, zal ze de voorwaarden verbonden met deze inrichting opnemen in haar afvalacceptatiesysteem.

3.8.2 NIRAS als nucleair exploitant

NIRAS is wettelijk de enige instantie in België die verantwoordelijk is voor de veiligheid en de uitvoerbaarheid van het afvalbeheer van categorie A afval en de bergingsinstallaties voor categorie A afval. NIRAS is uiteinde-lijk verantwoordelijk voor de langetermijn veiligheid van de bergingsinstallaties. Deze verantwoordelijkheid kan niet gedelegeerd worden. De langetermijn veiligheid van de berging is afhankelijk van het centrale proces van het algemeen afvalbeheer waarvan NIRAS de enige instantie is, die door haar afvalbeheersysteem, beschikt over alle beoordelingselementen. Op grond hiervan heeft de raad van bestuur van NIRAS op 2 oktober 2009 beslist dat NIRAS de exploitant van de oppervlakteberging voor categorie A afval te Dessel zal zijn.

NIRAS als exploitant van een bergingsinrichting voor afval van categorie A, is een nucleair exploitant in de zin van artikel 3.6 van het ARBIS. NIRAS wordt officieel exploitant van een nucleaire inrichting klasse I vanaf de afkondiging van het besluit tot oprichting en exploitatie van de bergingsinrichting voor categorie A afval. NIRAS is reeds nucleair klasse II exploitant voor de sanering en ontmanteling van de vroegere installaties te Fleurus van Best Medical Belgium N.V. waarvoor geen overnemer wordt gevonden.

In overeenstemming met artikel 23.1 van het ARBIS richt de directeur-generaal van NIRAS binnen de instelling een Dienst voor Fysische Controle (DFC) van klasse I op. Deze dienst is belast met het algemeen toezicht op de naleving van het ARBIS en de beslissingen van het FANC met betrekking tot de berging. De DFC van NIRAS fungeert op het niveau van heel NIRAS, maar omvat een cel ‘DFC-Site Dessel’ op het niveau van NIRAS site Dessel die belast is met het toezicht op de operationele veiligheid van de berging conform de vergunningen en andere wettelijke bepalingen.


3.8.3 Integratie van NIRAS als afvalbeheerder en nucleair exploitant

NIRAS heeft beslist om een ‘geïntegreerd beheersysteem’, of IMS (Integrated Management System), te ontwik-kelen in overeenstemming met de IAEA standaarden, de Europese Richtlijn 2011/70/Euratom en het Koninklijk Besluit van 31 november 2011 houdende veiligheidsvoorschriften voor kerninstallaties.

Dit IMS ligt in lijn met het vroegere beleid voor integrale kwaliteitszorg (TQM, ISO9001:2008 certificaat).

Figuur 18 symboliseert de interacties tussen het IMS van NIRAS als afvalbeheerder en nucleair exploitant, en de interfaceprocessen met het IMS van de exploitanten buiten NIRAS. De figuur illustreert ook, door middel van de naar links gaande pijl, dat de vereisten opgelegd in de verschillende stappen van het afvalbeheersysteem bepaald worden door de randvoorwaarden waaraan het afval dient te voldoen in de volgende stappen van het beheer.

De exploitanten buiten NIRAS zijn degenen die meewerken aan activiteiten in de afvalbeheerketen (actoren voor de karakterisering van afval, transporteurs, exploitanten die afval produceren, conditioneerders ...).

NIRAS draagt de eindverantwoordelijkheid voor de veiligheid en haalbaarheid van het beheer van het categorie A afval en van de berging in elke fase van het afvalbeheer, en is dus ook eindverantwoordelijke voor de operati-onele en langetermijn veiligheid van de berging.

Figuur 18: Interactie tussen het IMS van producenten, transporteurs, Belgoprocess en van NIRAS als af-valbeheerder en als nucleair exploitant.

Een aantal partijen zijn rechtstreeks betrokken bij het ontwerp en de realisatie van de berging. Hun rol en op-drachten worden hierna verduidelijkt op het niveau van elke realisatiefase van de bergingsinstallatie. De recht-streeks betrokken partijen zijn de volgende:

NIRAS in haar geheel, als instelling voor het beheer van radioactief afval en als nucleair exploitant.

NIRAS: hoofdproces afvalbeheer

NIRAS als exploitantvan bergingsinrichtingvan categorie A afval

te Dessel

Belgoprocess Verwerking en

conditionering Opslag

Afval producenten & transporteurs

Exploitatie-processen

van Belgoprocess

Exploitatie-processen

van berging

IMS

IMS

IMS

IMS

Informatiestroom nodig om de kwaliteit van de opeenvolgende stappen van het hoofproces van het afvalbeheer te garanderen


► Bepaalt de visie, het beleid en de strategie voor het beheer van radioactief afval in overeenstemming met haar wettelijke taak als ‘Autoriteit belast met het afvalbeheer’.

► Bepaalt, in overleg met de andere betrokken partijen, de strategie voor het opvullen van de bergingsin-stallaties, ondersteund door het acceptatiesysteem, en neemt de verantwoordelijkheid op zich voor de veiligheid van de berging, dit wil zeggen:

Er wordt rekening gehouden met de veiligheid van de uiteindelijke berging van het afval gedurende het hele centrale afvalbeheerproces, vanaf de productie van het afval over de verwerking, de (post)conditionering, het transport en de tijdelijke opslag tot aan de berging.

Ze coördineert alle studies en O&O ter ondersteuning van de veiligheid van de bergingen voor ra-dioactief afval, met inbegrip van de oppervlakteberging voor het afval van categorie A in Dessel.

Ze staat in voor de veiligheid gedurende de hele realisatie van de berging.

Het cAt-project, dat onder de rechtstreekse bevoegdheid van de algemene directie van NIRAS valt, omvat onder meer het ontwerp, de bouw en de inbedrijfstelling van de bergingsinrichting voor categorie A afval.

De interne eenheid bij NIRAS, met de naam NIRAS site Dessel die, in opdracht van NIRAS, instaat voor de exploitatie van de bergingsinrichting voor categorie A afval op de site van Dessel en bijgevolg verantwoor-delijk is voor de operationele veiligheid ervan.

Ze krijgt de nodige middelen, meer bepaald bekwaam plaatselijk personeel, om haar taak te kunnen uitvoe-ren op de site, op een veilige manier en conform:

► de vergunningsbesluiten en andere wettelijke of reglementaire bepalingen;

► de afvalbeheerstrategie van NIRAS.

Het is de taak van NIRAS site Dessel om de beleidseisen van NIRAS om te zetten bij de exploitatie van de bergingsinstallatie, waarbij ze strikt de veiligheidsvoorschriften en vergunningsvoorwaarden moet naleven.

De dochteronderneming Belgoprocess van NIRAS. Belgoprocess exploiteert, in opdracht en onder toezicht van NIRAS, de sites BP1 en BP2 in Dessel en Mol, waaronder installaties voor verwerking en (post)conditionering, inclusief de installatie voor de productie van monolieten (IPM) bestemd voor de ber-gingsinstallaties van categorie A afval.

De hierna opgesomde rollen schetsen een algemeen beeld van de verantwoordelijkheden van de partijen die be-trokken zijn bij de belangrijkste activiteiten in het kader van de berging.

3.8.3.1 Voorbereiding van de vergunningen voor de berging

NIRAS dient de aanvraag voor de vergunning van de berging in en zorgt voor de opvolging. Het cAt-project staat in voor de technische voorbereiding van het veilig ontwerp van de bergingsinstallatie en van de aanvragen voor de nodige vergunningen. NIRAS is houder van de vergunningen met betrekking tot de berging. De DFC zal operationeel zijn bij het verlenen van de oprichtings- en exploitatievergunning.

3.8.3.2 Bouw van de berging

Zodra het koninklijk besluit tot oprichting en exploitatie er is, start het cAt-project met de bouw (niet-nucleaire fase) van de bergingsinstallatie en de controle ervan volgens de specificaties, eisen en voorwaarden van het ont-


werp in de vergunning (KB en referentiedocumenten). Hierbij zijn de controles van alle activiteiten onafhanke-lijk van de uitvoering ervan.

NIRAS site Dessel is in deze fase betrokken, zodat ze een praktische kennis kan verwerven van de installatie en eventuele latere exploitatieproblemen kan identificeren.

Tijdens de bouw van de installatie staat het cAt-project in voor het kwaliteitsbeheer (kwaliteitsdoelstellingen, kwaliteitsplan, QA, QC), volgens de TQM-principes van NIRAS. Waar nodig wordt een beroep gedaan op onaf-hankelijke controleorganisaties.

Waar veiligheidsaspecten aan bod komen, komen de Interne Dienst voor Preventie en Bescherming op het Werk (IDPBW) (conventionele veiligheid) en de DFC (nucleaire veiligheid) tussenbeide. De DFC beheert de interfa-ces met de veiligheidsoverheid (FANC) in het kader van de vergunning.

3.8.3.3 Inbedrijfstelling van de berging

De conformiteit van de installaties wordt nagegaan op basis van een controleprogramma dat verenigbaar is met het ontwerp en met de vergunning. De DFC controleert hierbij of dit programma geschikt is voor een reglemen-taire oplevering door het FANC.

Voordat de reglementaire oplevering van de diverse installaties reglementair plaatsvindt, gaat de DFC na of het dossier dat aan het FANC wordt overhandigd volledig en in orde is. Hiervoor baseert de DFC zich op de resulta-ten van voornoemd programma.

Bij deze controle wordt de cel DFC op het niveau van NIRAS site Dessel betrokken.

3.8.3.4 NIRAS exploitatiesite Dessel voor de berging van categorie A afval

Overeenkomstig de vereiste van duidelijke afbakening tussen de verantwoordelijkheden die de instelling heeft als beheerder van radioactief afval en deze die zij op zich neemt als exploitant van een nucleaire site, wordt bin-nen de bestaande organisatiestructuur van NIRAS een exploitatiesite ‘NIRAS site Dessel’ opgericht.

NIRAS site Dessel wordt, als ‘eenheid op afstand’ die belast is met de exploitatie van de bergingsinstallatie, voorzien van een organisatiestructuur die gebruikmaakt van alle toepassingsgerichte processen (van NIRAS site Dessel) en bestaande generieke processen binnen NIRAS. Deze managementstructuur omvat ook de interacties met andere entiteiten van NIRAS en met derde organisaties die betrokken zijn bij de exploitatie (zoals de exploi-tatie van het IPM). Aan het hoofd van de exploitatiesite staat een inrichtingshoofd.

Voor de visie, het beleid en de strategie voor het langetermijnbeheer van het afval, met inbegrip van de lange-termijn veiligheid, staan de betrokken eenheden van NIRAS in, onder meer op basis van informatie die verstrekt wordt door NIRAS site Dessel.

De verschillende specifieke processen of rollen van NIRAS site Dessel hebben vaak tegenhangers in processen of rollen bij andere entiteiten binnen NIRAS. De interacties tussen deze equivalente rollen zijn gedefinieerd in ‘uitvoeringsmatrices’, waarin de taken van iedereen zijn bepaald, de bevoegdheden zijn afgebakend en de aard van de onderlinge interfaces is gedefinieerd (met eventueel hun interacties met andere processen en rollen).


Deze interacties zijn op volgend principe gebaseerd: Elke uitvoering van taken voor NIRAS site Dessel is on-derworpen aan specificaties door NIRAS site Dessel op basis van de vergunning en het veiligheidsrapport.

Meer expliciet (voor taken uitgevoerd binnen NIRAS): Voor de rollen en processen die zich op ad-hoc entiteiten van NIRAS buiten de organisatie van NIRAS site Dessel site steunen, zijn de volgende fasen van toepassing:

De siteorganisatie bepaalt de specificaties die aan de vergunningen, waaronder het veiligheidsrapport, ver-bonden zijn.

De ad-hoc entiteiten van NIRAS voeren de betrokken taken uit.

NIRAS site Dessel verifieert dat het product conform is met de vergunning en met het veiligheidsrapport.

In Figuur 19 wordt schematisch weergegeven hoe de exploitatie van de site Dessel geïntegreerd wordt in de or-ganisatiestructuur van NIRAS. Meer details over de organisatie van NIRAS worden gegeven in Hoofdstuk 3 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-3].

Figuur 19: Algemeen schema organisatie.

De directeur-generaal van NIRAS — NIRAS is houder van de oprichtings- en exploitatievergunning. De directeur-generaal van NIRAS stelt een inrichtingshoofd aan, die aan het hoofd van de exploitatiesite komt te staan. De directeur-generaal is, in zijn hoedanigheid van ondernemingshoofd, de wettelijke eindverant-woordelijke voor de naleving van de vergunningen. Hij dient ervoor te zorgen dat de door de instelling ge-exploiteerde nucleaire site beschikt over alle nodige middelen om haar opdracht uit te voeren. De directeur-generaal doet daarbij een beroep op ondersteunende processen binnen de centrale algemene organisatie van NIRAS.

Conform artikel 23.11 van het ARBIS dient hij de toezichthoudende veiligheidsoverheid (FANC) alle in-lichtingen en documenten te bezorgen die nodig zijn voor de uitvoering van haar opdracht. Hij kan deze taak toewijzen aan het inrichtingshoofd van de exploitatiesite, evenwel zonder ontlast te worden van zijn juridi-sche verantwoordelijkheid.

Directeur-generaalNIRAS

NIRAS Radioactief afvalbeheer

Safety assessmentcommittee (SAC)

Referee ConcertationCommittee (RCC)

DFC / IDPBW

NIRAS Exploitatiesite

sitemanager (inrichtingshoofd)


De site manager (inrichtingshoofd) — De site manager is verantwoordelijk voor de omzetting van de alge-mene beleidsmaatregelen en de strategie van NIRAS en dient te zorgen voor een strikte naleving van de ver-gunningsvoorwaarden voor de exploitatie van de site, de veiligheid en bescherming van de werknemers, be-volking en milieu, de exploitatie van de site, de toewijzing van de door NIRAS verstrekte middelen, de leiding van het personeel dat is tewerkgesteld op de site, het beheer in verband met de kwalificaties en op-leiding van het personeel ... De site manager rapporteert rechtstreeks aan de directeur-generaal over de ex-ploitatie van de nucleaire site.

De site manager is het rechtstreekse aanspreekpunt voor het FANC wat de exploitatie van de site betreft.

De DFC — In overeenstemming met artikel 23.1 van het ARBIS richt de directeur-generaal van NIRAS binnen de instelling een Dienst voor Fysische Controle (DFC) van klasse I op. Deze dienst is belast met het algemeen toezicht op de naleving van het ARBIS en de beslissingen van het FANC met betrekking tot de berging.

Conform artikel 23.3 van het ARBIS wordt de dienst voor fysische controle geleid door de persoon die be-last is met de leiding van de interne dienst voor preventie en bescherming op het werk (IDPBW)..

Naast de klassieke rol van de DFC in het kader van de organisatie van nucleair exploitant, wijst NIRAS een aanvullende rol toe aan zijn DFC, namelijk het uitvoeren van interne audit op de met de langetermijn ver-bonden processen binnen NIRAS. In die rol zal de DFC van NIRAS de aspecten die verbonden zijn met de langetermijn veiligheid van de bedrijfsprocessen van NIRAS bewaken. Het betreft hier vooral de langeter-mijn veiligheidsgebonden aspecten van de processen die deel uitmaken van het acceptatiesysteem en van de processen verbonden met de realisatie van infrastructuren.

Er wordt voorzien in een lokale cel van de DFC op de NIRAS site Dessel. Deze lokale cel is belast met het algemeen toezicht op de naleving van het ARBIS en beslissingen van het FANC met betrekking tot NIRAS site Dessel. De cel staat eveneens in voor de contacten met het FANC op het niveau van de exploitatie van de nucleaire site.

Safety Assessment Committee (SAC) — Het SAC wordt belast met het formuleren van aanbevelingen in ver-band met, onder meer, de optimalisering van de langetermijn en operationele veiligheid, periodieke veilig-heidsherzieningen en operationele aangelegenheden. Het comité wordt voorgezeten door de directeur-generaal van NIRAS en is samengesteld uit vertegenwoordigers van de belangrijkste bij de exploitatie van de site betrokken eenheden en cellen, alsook uit externe deskundigen of peers.

Referee and Concertation Committee (RCC) — Dit comité beheert de interacties tussen NIRAS als afvalbe-heerder en NIRAS als nucleair exploitant. Dit strategisch overleg- en arbitrage comité wordt voorgezeten door de directeur-generaal of, bij diens ontstentenis, de adjunct-directeur-generaal van de instelling. In het comité zullen vertegenwoordigers van alle belangrijke functies die betrokken zijn bij de exploitatie van de nucleaire site vertegenwoordigd zijn.


4 Fundamenten van de langetermijn veiligheid voor de berging aan het oppervlak van radioactief afval in België

4.1 Het beleid voor het langetermijn beheer van laagactief afval in België

Het beheer op lange termijn van al het radioactief afval dient te gebeuren door het ontwikkelen en implemente-ren van veilige bergingsoplossingen voor de verschillende afvalcategorieën. De Europese Richtlijn 2011/70/Euratom legt de lidstaten op om voor het verantwoord en veilig beheer van het radioactief afval een nationaal beleid en een nationaal kader vast te leggen; daarnaast dient een nationaal programma ter implementa-tie van het nationaal beleid vastgelegd en uitgevoerd te worden.

Voor laagactief afval (IAEA classificatie 2009 – equivalent met laag- en middelactief kortlevend afval in de vroegere IAEA classificatie 1994) is de berging aan of nabij het oppervlak een mogelijke beheeroptie. In alge-mene termen is laagactief afval radioactief afval dat voldoende weinig langlevende radionucliden bevat opdat een veilige insluiting en afzondering in een bergingsinstallatie aan het oppervlak mogelijk is. Een internationale generieke indicatieve richtwaarde voor de limiet aan langlevende radionucliden (alfastralers) is 400 Bq/g gemid-deld voor het te bergen afval. Voor een specifieke bergingsinstallatie dienen specifieke limieten vastgelegd te worden.

De berging van laagactief afval aan het oppervlak is reeds sinds vele tientallen jaren een operationele praktijk in een groot aantal landen, waaronder een aantal West-Europese landen. Er is bijgevolg een zeer ruime ervaring die benut kan worden. Met het veiligheidsconcept voor de berging aan het oppervlak te Dessel bouwt NIRAS verder op de internationale praktijk en de internationale ervaring.

Met de beslissingen van de Federale Regering van 16 januari 1998 en 23 juni 2006 heeft de Federale Regering haar beleid inzake het beheer op lange termijn van het laagactief afval vastgelegd, met name de berging van het laagactief afval aan het oppervlak te Dessel, in overeenstemming met de keuze van de bergingslocatie door het partnerschap STORA en de gemeenteraad van Dessel.

Een bergingsinstallatie dient vergund te worden voor de opeenvolgende fasen van constructie, exploitatie, slui-ting en nucleaire reglementaire controle, in overeenstemming met de wettelijke en reglementaire bepalingen (EC Richtlijn 96/29/Euratom, ARBIS). Het reglementaire concept van vrijgave is niet van toepassing op een ber-gingsinstallatie omdat:

dit reglementaire concept een uitzonderingsgeval vormt op het regime van vergunningen dat van toepassing is op bergingsinstallaties;

conceptueel de berging van radioactief afval qua radiologische gevolgen te beoordelen en te vergunnen is als een “uitgestelde en afgezwakte lozing” (“delayed and attenuated release”) van radionucliden in de biosfeer (ICRP77 en 81);

er geen intentie is om geborgen radioactief afval in de toekomst uit een bergingsinstallatie terug te nemen, aangezien een bergingsinstallatie de voorziene eindbestemming vormt voor het geborgen afval; een ber-gingsinstallatie wordt bijgevolg per definitie niet ontmanteld;

de berging van radioactief afval na het beëindigen van nucleaire reglementaire controle en toezicht een ver-dere passieve insluiting en afzondering beoogt om tot een adequate bescherming te komen – dit is de essen-tie van het ontwerp en de implementatie van een bergingssysteem en dit staat lijnrecht tegenover het regle-mentaire concept van vrijgave.


4.2 De fundamenten van het veiligheidsconcept voor berging aan het oppervlak

Met de berging van radioactief afval aan het oppervlak wordt het radioactief afval in een bergingsinstallatie ge-plaatst die zich in de biosfeer bevindt. Bijgevolg berust de veiligheid op lange termijn, dit wil zeggen na de slui-ting van de bergingsinstallatie, op vier essentiële fundamenten:

1) de eigenschappen van de verschillende componenten van de bergingsinstallatie om het radioactieve afval op passieve wijze in te sluiten en af te zonderen van mens en milieu,

2) de eigenschappen van de bergingslocatie die bijdragen aan deze passieve insluiting en afzondering,

3) de maatregelen die getroffen worden om de activiteit, voornamelijk de langlevende activiteit, te beperken in het afval dat kan worden geborgen,

4) de controles van en het toezicht op de berging en de onmiddellijke omgeving teneinde menselijke activitei-ten te voorkomen die de passieve insluiting en afzondering door de bergingsinstallatie kunnen verstoren.

4.2.1 Passieve insluiting en afzondering door de bergingsinstallatie

4.2.1.1 Insluiting

De insluiting van de radionucliden door de componenten van de berging (d.w.z. de technische barrières) is van essentieel belang aangezien radioactieve elementen die op termijn kunnen vrijkomen uit de installatie zich in de biosfeer bevinden en dus kunnen leiden tot verhoogde blootstellingsrisico’s.

Insluiting is het geheel van veiligheidsfuncties dat ervoor zorgt dat de radionucliden niet kunnen vrijkomen of vertraagd vrijkomen in de biosfeer.

Voor een performante en robuuste insluiting van de radionucliden is de internationale beste praktijk (Centre Fai-ble et Moyenne Activité à l’Aube in Frankrijk, El Cabril in Spanje, Low Level Waste Repository nabij Drigg in het Verenigd Koninkrijk, …) om in belangrijke mate beroep te doen op cementgebaseerde barrières (afvalvorm, bergingseenheden, bergingsmodules, …). De betonnen barrières worden aangevuld en afgeschermd door een weinig waterdoorlatende afdekking, opgebouwd uit verschillende onderdelen.

4.2.1.2 Afzondering

De afzondering van het radioactief afval van de mens en de biosfeer gebeurt in eerste instantie door de afgeslo-ten bergingsinstallatie.

Afzondering is het geheel van veiligheidsfuncties, dat ervoor zorgt dat de waarschijnlijkheid en de gevolgen van een onopzettelijk menselijk contact met het afval zo beperkt mogelijk zijn.

Het afval geborgen in een afgesloten bergingsinstallatie is niet gemakkelijk en niet direct bereikbaar voor de mens. Slechts in bepaalde gevallen, wanneer de kennis van de berging verloren is gegaan en in geval van een drastische ingreep, kan de mens onvoorzien in contact komen met het afval en blootgesteld worden.

Aangezien met berging aan het oppervlak het afval in de biosfeer blijft, is menselijke intrusie in de bergingsin-stallatie in situaties waar de kennis van de berging verloren is gegaan niet uit te sluiten. Daarom wordt voor de afzondering van het radioactief afval bijkomend een controle en toezicht gedurende enkele honderden jaren voorzien (zie verder paragraaf 4.2.4).


4.2.2 De bijdrage van de bergingslocatie aan de passieve insluiting en afzondering

4.2.2.1 Stabiele omgeving

In geval van berging aan het oppervlak zorgt de bergingslocatie voor een indirecte bijdrage aan de insluiting en afzondering van het radioactief afval.

De bergingslocatie zorgt voor een stabiele omgeving zodat de insluitings- en afzonderingscapaciteit van de ber-gingsinstallatie niet aangetast of verminderd wordt. Een aantal factoren die een risico inhouden voor de integri-teit en duurzaamheid van de bergingsinstallatie (bijv. aardbevingen, overstromingen, verzakkingen, …) dienen dusdanig te zijn dat deze risico’s voldoende klein zijn; ze dienen tevens in de ontwerpbasis van de bergingsin-stallatie opgenomen te worden. Door de keuze van een stabiele bergingslocatie kan de insluitings- en afzonde-ringscapaciteit van de bergingsinstallatie optimaal benut worden.

4.2.2.2 Verlagen van radiologische impact van vrijgekomen radionucliden

De radionucliden die op termijn uit de bergingsinstallatie kunnen vrijkomen, bevinden zich in de biosfeer en kunnen bijgevolg mogelijks leiden tot situaties van verhoogde blootstelling. Een aantal karakteristieken van de bergingslocatie kunnen ertoe bijdragen dat de radiologische impact van de vrijgekomen radionucliden verlaagd wordt:

Fysische en chemische eigenschappen van de bodemlagen (bijv. sorptie van de radionucliden in de bodem rondom de bergingsinstallatie) die de radionucliden concentratie in het grondwater verlagen;

De geometrie van watervoerende lagen rondom de berging die het gebruik van grondwater voor bepaalde toepassingen onmogelijk maakt (bijv. enkel waterput met kleine capaciteit mogelijk)

Deze factoren hebben dus een mitigerend effect, dat van secundaire orde is ten opzichte van de insluitingscapaci-teit van de bergingsinstallatie.

In tegenstelling tot de berging in geologische lagen is er in het geval van berging aan het oppervlak geen sprake van een natuurlijke barrière, weloverwogen gekozen voor haar karakteristieken die bijdragen aan de veiligheids-functie van insluiting. Enkel en alleen in het geval van berging binnenin een natuurlijke insluitingsbarrière (bij-voorbeeld in een kleilaag) is hiervan sprake.

4.2.2.3 Controle

Naast de indirecte bijdragen die de bergingslocatie levert aan de insluiting en afzondering van de radionucliden in de bergingsinstallatie, kan de bergingslocatie ook een rol spelen bij de controle van de bergingsinstallatie: een eenvoudig hydrogeologisch systeem (eenvoudig patroon van waterstromingen) laat een eenvoudig controlesys-teem in de omgeving van de bergingsinstallatie toe (zie ook voorgaande paragraaf 3.4.2).


4.2.3 De beperking van radioactieve bronterm

In geval van berging aan het oppervlak dient de radioactieve bronterm (d.i. de totale hoeveelheid radionucliden die kan geborgen worden) beperkt te worden, in verhouding met de insluiting en afzondering die een bergingsys-teem aan het oppervlak kan verzekeren.

Deze beperking van de bronterm betreft hoofdzakelijk de langlevende radionucliden, d.w.z. radionucliden die niet significant vervallen gedurende de periode van controle en toezicht (enkele honderden jaren) en gedurende de periode wanneer de technische barrières voor een performante insluiting kunnen zorgen.

De beperking van langlevende radionucliden in het laagactief afval behelst twee facetten: 1) de voorzichtige bepaling van de bergingslimieten voor deze langlevende radionucliden op basis van veilig-

heidsevaluaties van de bergingsinstallatie voor de periode na de sluiting ervan; 2) het afvalacceptatiesysteem dat zorgt voor een adequate karakterisatie van het afval (radiologisch en fysico-

chemisch) en voor de procedures (incl. controles) en criteria voor afvalacceptatie voor berging.

Door de beperking van de langlevende radionucliden zal het intrinsieke risico van het geborgen afval bij het be-eindigen van de nucleaire reglementaire controlefase voldoende laag zijn en in overeenstemming met de reste-rende performantie van de bergingsinstallatie om het afval verder passief in te sluiten en af te zonderen, rekening houdend met de mogelijkheid van menselijke verstoring vanaf dan.

Dit resterende intrinsieke risico bij de veronderstelde beëindiging van de controle van en het toezicht op de ber-gingsinstallatie (en site) vormt het uitgangspunt voor de beoordeling van de nodige passieve insluitingscapaciteit van de bergingsinstallatie, van de capaciteit van de bergingslocatie om de radiologische impact te verminderen, en van de gevolgen van een menselijke intrusie in de “vergeten” bergingsinstallatie. Het vormt eveneens een basiselement voor het toepassen van het principe van gelaagde bescherming.

4.2.4 De controles van en het toezicht op de bergingsinstallatie en de onmiddellijke omgeving

Met de berging van radioactief afval wordt een passief veilig beheer beoogd. Het is niet verantwoord in het vei-ligheidsconcept te steunen op “eeuwige” controles en toezicht. Bij de ontwikkeling en veiligheidsbeoordeling van berging mag daarom slechts een tijdelijke controle en toezicht verondersteld worden.

De internationale praktijk voor berging aan het oppervlak is gebaseerd op een basisveronderstelling van een con-trole en toezicht van enkele honderden jaren na het sluiten van de bergingsinstallatie (200 à 300-tal jaar). Wan-neer controle en toezicht nadien effectief zouden stopgezet worden, dient de passieve werking van het bergings-systeem de verdere insluiting en afzondering te verzekeren.

Deze basisveronderstelling inzake controle en toezicht in het veiligheidsconcept “nu” neemt niet weg dat toe-komstige generaties controles en toezicht kunnen verder zetten, of laten evolueren naar een passieve verdedi-gingslijn (beperken van bodemgebruik, doorgeven van informatie m.b.t. het geheugen van de site, …). Het is niet mogelijk hierop nu vooruit te lopen.

Met de voorziene controle en toezicht gedurende een 200 à 300-tal jaren na het sluiten van de bergingsinstallatie (in dit veiligheidsdossier werd 250 jaar als hypothese genomen) beoogt men:

het vermijden van onopzettelijke menselijke indringing;

het nagaan van de goede werking van de bergingsinstallatie.


Onopzettelijke menselijke indringing kan effectief verhinderd worden gedurende de voorziene controle- en toe-zichtperiode van een 200 à 300-tal jaren. Nadien kan een dergelijke indringing niet langer uitgesloten worden en moet ze bijgevolg beschouwd worden in de veiligheidsevaluaties.

Het nagaan van de goede werking van de bergingsinstallatie gebeurt zowel op niveau van de bergingsinstallatie zelf (controle van de technische barrières) als op niveau van de bergingslocatie (controle van de radiologische impact in de omgeving van de bergingsinstallatie).

NIRAS heeft in het ontwerp van de installatie een aantal voorzieningen getroffen om gedurende bepaalde tijd direct in de bergingsmodules controles uit te voeren, dit wil zeggen vlakbij de technische barrières die op door-slaggevende wijze instaan voor de insluiting van de radionucliden. Het voorzien van deze controlefunctie is het resultaat van een optimalisatieproces, dat rekening houdt met:

de uitdrukkelijke maatschappelijke vraag;

de geometrie en karakteristieken van de grondlagen rondom de bergingsinstallatie, die voornamelijk aanlei-ding geven tot verdunning van de vrijgekomen radionucliden.

Wanneer na de nucleaire reglementaire controlefase de vergunning van bergingsinstallatie opgeheven wordt, valt de installatie niet langer onder de weten regelgeving voor nucleaire installaties. Dit betekent dat de controles voor redenen van stralingsbescherming kunnen stopgezet worden, maar dat betekent niet dat er geen andere con-troles (bodemgebruik) en inspanningen (bewaren van het geheugen van de site) kunnen zijn die verder gezet worden. Er is een uitgesproken intentie om deze controles zo lang als mogelijk verder te zetten, alsook te voor-zien in mechanismen van behoud van geheugen van de site, in interactie met de lokale belanghebbenden en bin-nen een wettelijk kader. NIRAS als openbare instelling die eigenaar van de bergingsinstallatie en de terreinen blijft en die betrokken partij blijft bij het lokale fonds en de lokale integratie (wet van 29 december 2010 voor Fonds op Middellange Termijn) kan hier als institutioneel element van continuïteit toe bijdragen. Door te inves-teren in een nauwe band met de lokale partnerschappen is de kennis over de oppervlakteberging verankerd in de lokale gemeenschappen. Het voortbestaan van de lokale partnerschappen gedurende alle levensfasen van de ber-ging garandeert het behoud van dit ‘levend geheugen’ van en over het project bij de lokale gemeenschappen.


4.3 Invulling van de principes van robuustheid en gelaagde bescherming

De maatregelen en voorzieningen om te komen tot een robuust bergingssysteem en tot een adequate gelaagde bescherming zijn zodanig met elkaar verbonden, dat beide principes noodzakelijkerwijze gezamenlijk behandeld worden. Gelaagde bescherming leidt tot robuustheid van het bergingssysteem ten opzichte van de veiligheids-doelstelling.

4.3.1 Niveaus van gelaagde bescherming en hun invulling

Gelaagde bescherming verwijst naar het geheel van maatregelen en voorzieningen die ervoor zorgen dat de vei-ligheid van het bergingssysteem niet ongepast afhankelijk is van één enkel element van het bergingssysteem, één enkele beheersmaatregel, de invulling van één enkele veiligheidsfunctie of één enkele administratieve procedure.

Gelaagde bescherming voor een berging kan gestructureerd worden door middel van opeenvolgende niveaus bestaande uit (zie principeschets in Figuur 20):

1) preventie,

2) controle,

3) correctie door insluiten in de installatie,

4) correctie door remediëren op niveau van de site en ten slotte

5) mitigatie in de omgeving.

Figuur 20: Principeschets voor de gelaagde bescherming bij een oppervlakteberging

5. Monitoren + reduceren radiologische impact

5. Omgeving4. Site rondom de bergingsinstallatie

4. Monitoren + remediërende maatregelen

3. Inspectieruimtes

3. Insluiten in installatie

2. Controles, inspectiesystemen

2. Controleren, monitoren

1. Preventie maatregelen

1. Beperken activiteitAfzonderen, insluiten,

vertragen


4.3.1.1 Preventie niveau

De eerste prioriteit bij het opstellen van een veiligheidsconcept gaat uit naar preventieve maatregelen. Het pre-ventie niveau moet er voor zorgen dat vrijkomen van radionucliden in de omgeving zoveel als mogelijk tegenge-gaan wordt.

Voor de voorgestelde berging aan het oppervlak bevat dit preventie-niveau twee basiscomponenten:

Insluiting in en afzondering door middel van de componenten van de bergingsinstallatie die instaan voor de verschillende diverse en complementaire veiligheidsfuncties.

De adequate beperking van de bronterm (op basis van de door NIRAS voorgestelde criteria, wordt de lang-levende activiteit in de bronterm beperkt tot een niveau dat significant lager ligt dan de richtwaarde van 400 Bq/g, met name rond de 50 Bq/g – zie ook verder paragraaf 6.4.3.5).

In het schema op Figuur 21 worden deze twee basiscomponenten van het preventieniveau voor de voorgestelde berging aan het oppervlak voorgesteld voor de opeenvolgende fasen van het bergingssysteem (geheel van com-ponenten die bijdragen tot de basisveiligheidsfuncties afzondering en insluiting).

Essentieel voor de preventie laag zijn een robuust ontwerp en hoge kwaliteit van ontwerp en van de implementa-tiestappen (constructie, exploitatie, sluiting).

Figuur 21: Evolutie in de tijd van de gelaagde bescherming qua preventie maatregelen.

Beperking activiteit langlevende radionuclidenLimieten voor kritieke radionuclidenBeperking activiteit kritieke radionucliden in de berging

Diverse veiligheidsfunctiesAfzonderen

Dikte van de afdekkingMechanische weerstand betonBeperking van de toegang

InsluitenFysisch insluiten en vertragen

Chemisch insluiten en vertragen van radionucliden - retentie

Beperken waterinstromingAfdekking – biologische laag - evapotranspiratieAfdekking – kleibarrièreAfdekking – vezel beton

Beperken advectie en diffusie van radionuclidenMonoliet – mortelMonoliet – betonModule – beton

Monoliet – mortel + kalksteenfillerMonoliet + module – beton + kalksteenaggregaten

Inspectieruimte – mortel/complementair materiaalOphoging – zand + cement / complementair materiaal

To ~ 50 jaar ~ 100 jaar ~ 350 jaar enkele 100’en jaren


De basiscomponenten berusten op diverse functies en processen.

De beperking van de activiteit van langlevende radionucliden berust op ► enerzijds de radiologische limieten voor de kritieke radionucliden en ► anderzijds de beperking van de activiteit van kritieke radionucliden in de berging door de operationele

maatregelen bij het plaatsen van het afval in de berging.

De afzondering en insluiting.

De veiligheidsfunctie afzondering gebeurt door diverse maatregelen en processen:

de mechanische weerstand van de betonnen componenten in de berging

de dikte van de afdekking en

de beperking van de toegang tot de NIRAS site Dessel.

De functie insluiting is op zijn beurt gestoeld op twee sub-functies: enerzijds het fysisch insluiten en vertragen van radionucliden en anderzijds het chemisch insluiten en vertragen van radionucliden.

Het fysisch insluiten en vertragen van radionucliden berust op twee verschillende functionaliteiten: enerzijds het beperken van de waterinstroming naar de barrières waarin radionucliden aanwezig zijn, anderzijds het beperken van advectie en diffusie van radionucliden binnen de barrières waarin radionucliden aanwezig zijn.

De verschillende functionaliteiten gekoppeld aan het insluiten en vertragen van radionucliden berusten ver-der op diverse materialen en productieprocessen.

► De beperking van de waterstroming gebeurt in hoofdzaak in drie verschillende types van barrières bin-nen de afdekking:

de biologische laag die een capacitieve evapotranspiratie barrière is,

de infiltratiebarrière bestaande uit klei en een geosynthetic clay liner en

ten slotte de vezelversterkte betonnen ondoorlatende topplaat.

► De beperking van advectie en diffusie binnen de radionuclide retentie barrières berust op

enerzijds verschillende componenten die via verschillende productieprocessen gemaakt worden, met name de module en de monoliet, en

anderzijds verschillende materialen, met name mortel en beton.

De chemische insluiting en vertraging berust op diverse componenten, materialen en chemische processen.

► De diverse componenten die bijdragen tot chemische insluiting zijn de monoliet, module, opvulling van de inspectieruimte en de ophoging. Deze componenten worden via diverse productieprocessen gemaakt.

► De diverse materialen die bijdragen tot chemische retentie zijn beton, mortel, opvulmateriaal inspectie-ruimte en zand/cement ophoging.

► Deze verschillende materialen worden gekenmerkt door verschillende degradatiemechanismen, bij-voorbeeld scheuren als gevolg van corrosie van wapening treden enkel op in gewapend beton.

► De verschillende chemische processen waarop de chemische processen berusten, uiten zich in de ver-schillende materialen die bijdragen tot sorptie: cement, kalksteen, complementair materiaal in inspectie-ruimtes, zand in de ophoging.


4.3.1.2 Controle niveau

Controle als tweede element van de gelaagde bescherming (Figuur 20) zorgt ervoor dat, complementair aan het preventie niveau als eerste element van gelaagde bescherming, het eventueel falen of mogelijk toekomstig falen adequaat en snel kan opgemerkt worden. Voor de voorgestelde berging aan het oppervlak bevat het controle ni-veau de volgende componenten:

Controle van de monoliet en van het radioactief afval vooraleer over te gaan tot berging.

Controle van de componenten vooraleer over te gaan tot exploitatie.

Controle en monitoring van de bergingsinstallatie door middel van een controle- en inspectiesysteem zo dicht als mogelijk bij de bron. Het drainagesysteem en de inspectieruimte onder de modules maken deel uit van dit controle- en inspectiesysteem.

4.3.1.3 Correctie niveau door middel van de inspectieruimten

Een eerste correctie laag na de controle laag omvat de inspectieruimtes van de installatie waarmee mogelijke verdere verspreiding van radionucliden buiten de installatie tegengegaan wordt. Op deze wijze dragen de inspec-tieruimtes eveneens bij tot een insluiting in de installatie.

4.3.1.4 Correctie niveau op de site

Daarna volgt een tweede correctie laag op de site. Deze correctie laag zorgt er vooreerst voor dat via toegangs-controle op de site, onopzettelijke menselijke intrusie tot in de installatie en tot in het afval kan vermeden wor-den. Dit niveau voorziet ten tweede voor in controle en toezicht op de site. De correctie op de site kan er ten slot-te voor zorgen dat via remediërende maatregelen (tijdelijke actieve maatregelen of blijvende passieve maatregelen) de verdere verspreiding van radionucliden buiten de site tegengegaan of beperkt wordt.

4.3.1.5 Mitigatie niveau in de omgeving

De verspreiding buiten de site wordt opgevangen door het mitigatie niveau.

Mitigatie omvat omgevingscontrole en toezicht zodat een eventuele verontreiniging in de omgeving als gevolg van de bergingsinstallatie tijdig kan worden gedetecteerd, en via remediërende maatregelen verder kan worden ingedijkt. In het kader van het omgevingstoezicht en -controle is het belangrijk om een gemakkelijk te modelle-ren hydrogeologisch systeem te hebben rondom de berging dat identificatie mogelijk maakt van punten waar kan gemonitord en gecontroleerd worden.

Omdat ten eerste de concentraties van radionucliden in de Kleine/Witte Nete in de meeste omstandigheden niet boven de detectielimieten uitkomen wegens de dilutie in de omgeving van de site van Dessel, omdat ten tweede de migratie van radionucliden tussen de berging en de Kleine/Witte Nete meerdere decennia duurt, en omdat ten derde de concentraties in peilbuizen in de omgeving van de berging onder de meeste omstandigheden niet boven de detectielimieten uitkomen tijdens de exploitatie, sluitings- en controlefasen wegens de dilutie in de omgeving van de site van Dessel, werd beslist om de bovenliggende controle en correctie lagen van de gelaagde bescher-ming te versterken door middel van de inspectieruimtes waarin concentraties boven detectieniveaus kunnen uit-komen tijdens de exploitatiefase en waarin een snellere, meer alerte detectie mogelijk is.


Voor een bergingsinstallatie aan het oppervlak draagt de bergingslocatie slechts indirect bij aan het preventie-niveau, omdat de radionucliden die vrijkomen uit de bergingsinstallatie zich reeds in de biosfeer bevinden waar ze mogelijks kunnen aanleiding geven tot situaties van verhoogde blootstelling. In geval van berging aan het oppervlak is er met andere woorden conceptueel geen sprake van een natuurlijke insluitingsbarrière.

Het mitigatie niveau omvat het geheel van site factoren dat bijdraagt aan de mitigatie van radiologische impact. Dit laatste aspect is nagenoeg uitsluitend van belang na het beëindigen van controle en toezicht wanneer de vei-ligheid volledig steunt op een passief bergingssysteem. De lange termijn radiologische impact als gevolg van het uitgestelde en verzwakte vrijkomen van radionucliden wordt gemitigeerd door een aantal karakteristieken van de omgeving van de site, die in rekening gebracht moeten worden in de veiligheidsevaluatie. Omdat de radiolo-gische impact voor een referentiepersoon in de omgeving van de berging bepaald wordt door het gebruik van verontreinigd grondwater (waterput), zijn de volgende factoren van belang voor mitigatie:

De sorptie van radionucliden in de bodem ter verlaging van hun concentratie in het grondwater.

De geometrie en hydraulische karakteristieken van de watervoerende lagen die de verdunning van de radio-nucliden en de transporttijd in het grondwater bepalen.

De geometrie en hydraulische karakteristieken van de watervoerende lagen die de hoeveelheid oppompbaar water bepalen (capaciteit waterput).

4.3.2 De gelaagde bescherming in functie van de tijd

De gelaagde bescherming die het voorgestelde bergingssysteem moet kunnen leveren evolueert als functie van de tijd en in overeenstemming met het intrinsieke risico verbonden met de geborgen afvalbronterm.

Een cruciaal moment is na 200 à 300-tal jaar, wanneer verondersteld wordt dat controle en toezicht beëindigd zal worden. Vanaf dan moet bescherming verzekerd worden door de verdere passieve werking van het bergingssys-teem.

Zoals in paragraaf 4.1 aangegeven is het reglementaire concept van vrijgave niet van toepassing op bergingssys-temen. Wel kan men voor een puur hypothetisch scenario van vrijgave op het moment van het beëindigen van controle en toezicht op eenvoudige wijze de radiologische gevolgen berekenen als indicator voor het rest-risico van het geborgen afval op dat moment. Dit berekende restrisico geeft een directe indicatie van de radiologische gevolgen indien het bergingssysteem geen enkele verdere passieve insluiting en afzondering zou verzekeren en al het afval hypothetisch vrijgegeven zou worden. Voor een dergelijke berekening dient slechts op drie elemen-ten gesteund te worden: (1) de te bergen radiologische bronterm voor de verschillende kritieke radionucliden, (2) het radioactief verval en (3) de reglementair vastgelegde relatie tussen de vrijgavelimieten en “vrijgave-dosis” (10 µSv/jaar).

In het geval van het categorie A afval waarvoor NIRAS een vergunning voor berging aanvraagt, zijn de bere-kende radiologische gevolgen voor een dergelijk puur hypothetisch vrijgave-scenario, 250 jaar na sluiting, onge-veer 1 mSv/jaar.

De vraag inzake voldoende gelaagde bescherming voor de periode na het beëindigen van controle en toezicht moet in het kader van een graded approach rekening houden met dit berekende restrisico.

Voor de veiligheid op lange termijn (veiligheid na sluiting) van een bergingsinstallatie is de reglementaire radio-logische limiet een dosisbeperking van niet meer dan 0,3 mSv/jaar voor een individu van de referentiegroep van


de bevolking. In het kader van radiologische optimalisatie wordt voor een bergingsinstallatie eveneens gestreefd naar doses onder de optimalisatie-streefwaarde van “0,1mSv/jaar voor een zelfvoorzienende gemeenschap direct naast de berging”.

Dit betekent concreet dat het voorgestelde bergingssysteem na controle en toezicht minstens een factor 10 meer bescherming dient te verzekeren dan een puur hypothetische referentiesituatie van vrijgave van het geborgen afval na 200 à 300-tal jaar.

De radiologische blootstelling van een individu van de referentiegroep (d.w.z. met voorzichtige maar representa-tieve karakteristieken op het vlak van levens- en voedingspatronen), zoals berekend in de veiligheidsevaluaties, ligt steeds meer dan een ordegrootte onder de reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar; dit wil zeggen in de ordegrootte van blootstellingen die als onbeduidend kunnen beschouwd worden. Op basis van de evaluaties van de radiologische gevolgen voor een individu van de referentiegroep kan men het systeem bijgevolg als ra-diologisch geoptimaliseerd bestempelen.

In een tweede stap werden de radiologische gevolgen voor een individu van een hypothetische volledig zelfvoor-zienende gemeenschap direct naast de berging geëvalueerd. De blootstellingsituatie van een zelfvoorzienende gemeenschap direct naast de berging is door de combinatie van onrealistische levenswijze op één enkele plaats extreem onwaarschijnlijk tot nagenoeg onmogelijk. Daarom is deze gemeenschap niet de referentiegroep be-schouwd in de vorige alinea. Dergelijke onwaarschijnlijke situaties kunnen dienst doen als een soort “worst case scenario”, maar geven geen waardevolle informatie over te verwachten doses. Zelfs in dit extreme geval blijken de radiologische gevolgen systematisch onder de optimalisatie-streefwaarde van 0,1 mSv/jaar te blijven. Dit ver-sterkt de conclusie van een radiologisch geoptimaliseerd bergingssysteem, alsook van een afdoende gelaagde bescherming na het beëindigen van controles en toezicht.

De met de veiligheidsevaluaties berekende radiologische impacts worden meer in detail besproken in de verdere paragrafen 5.6 en 6.6.5.

In Figuur 22 wordt de globale afname van de gelaagde bescherming in functie van de tijd weergegeven.

Na verloop van tijd zal men van de exploitatiefase overgaan tot de sluitingsfase, op het ogenblik dat er via controle en monitoring en de periodieke veiligheidsrevisies voldoende vertrouwen opgebouwd is in het blij-vend correct passief functioneren van de preventie maatregelen qua afzonderen, insluiten en vertragen. Op het ogenblik van sluiting is ook het inherente risico verbonden met het afval reeds afgenomen door radioac-tief verval. Bij sluiting vallen er twee beschermingslagen weg: (1) controle en monitoring in de installatie (2) de extra opvang van percolaat in de inspectieruimtes en drainagesysteem.

Na sluiting blijft er toezicht en controle op de berging tot ongeveer 200 à 300 jaren na sluiting. Bij de ophef-fing van reglementaire controle en toezicht mag deze beschermingslaag wegvallen omdat het berekende in-herente rest-risico beperkt is, en er voldoende vertrouwen opgebouwd werd in een blijvend passief functio-neren van de installatie door de resterende preventieve maatregelen.


Evolutie in de tijdvan gelaagde bescherming

Sluiting

Opheffen toezicht

Radioactief verval

Enkele 100’en jaren

Bevestigen vertrouwen in preventie maatregelen




3. Inspectieruimtes






vertragen

3. Omgeving

Monitoren+ reducerenradiologischeimpact

2. Site rondomde bergingsinstallatie

Monitoren + remediërende maatregelen

1. Preventiemaatregelen

BeperkenactiviteitAfzonderen, insluiten,

vertragen2. Omgeving

Reduceren radiologischeimpact


Beperken activiteit(Afzonderen), insluiten,

vertragen

2. Omgeving

Reducerenradiologischeimpact

1. Preventiemaatregelen

Beperken activiteit(Insluiten), Vertragen

Figuur 22: Evolutie in de tijd van de gelaagde bescherming.

In de Figuur 21 uit voorgaande paragraaf 4.3.1.1, werd de evolutie in de tijd van het preventie niveau van de gelaagde bescherming schematisch weergegeven.

Wanneer er via controle en monitoring en de periodieke veiligheidsrevisies voldoende vertrouwen opge-bouwd is in de maatregelen op dit preventie niveau, kan er overgegaan worden tot sluiting. Bij sluiting, on-geveer 100 jaar na het starten van het bergen van afval, komt er een preventieve beschermingslaag bij: het opvulmateriaal van de inspectieruimtes levert extra chemische retentie aan het bergingssysteem.

Ongeveer 200 à 300 jaar na het plaatsen van het afval, neemt de afzonderingscapaciteit af omdat ondersteld wordt dat de actieve maatregelen ter beperking van toegang dan opgeheven worden. Deze afname corres-pondeert met een afname in inherent risico dat het afval nog stelt, zoals aangegeven met de berekende radio-logische gevolgen voor een hypothetisch vrijgavescenario en zoals door middel van intrusiescenario’s bin-nen veiligheidsevaluaties geëvalueerd wordt (verdere paragrafen 5.6 en 6.6.5.3).

Na enkele honderden jaren nemen zowel de functies afzondering als beperking van waterinstroming en be-perking van advectie en diffusie af, waardoor na enkele honderden jaren de preventieve maatregelen van ge-laagde bescherming nog alleen bestaan uit de beperking van de activiteit van langlevende radionucliden, het chemisch insluiten en vertragen en in minder mate de beperking van de waterinstroming. Deze afname cor-respondeert met een afname in inherent risico dat het afval nog stelt zoals aangetoond wordt met behulp van langetermijn veiligheidsevaluaties (verdere paragrafen 5.6 en 6.6.5.4). Met de veiligheidsevaluaties wordt aangetoond dat de berekende radiologische gevolgen voor een zelfvoorzienende gemeenschap op de ber-gingssite zich onder de optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar zullen bevinden (verdere paragrafen 5.6 en 6.6.5.4).


4.4 Besluiten

De door NIRAS ontwikkelde bergingsinstallatie te Dessel, gebaseerd op het veiligheidsconcept voor berging aan de oppervlakte, houdt uitdrukkelijk rekening houdt met de international best practice.

De rol van de bergingsinstallatie is doorslaggevend op het vlak van insluiting en, samen met de controleperiode, op het vlak van afzondering. De rol van de bergingslocatie is te zorgen voor een stabiele omgeving voor de ber-gingsinstallatie; ze mitigeert ook de radiologische impact als gevolg van het vrijkomen van radionucliden uit de bergingsinstallatie.

Door een beperking van de bronterm is het resterende intrinsieke risico van het radioactief afval op het eind van de controleperiode voldoende laag en in overeenstemming met de verdere passieve insluiting en afzondering door de bergingsinstallatie.

Door de gelaagde bescherming is het bergingssysteem robuust ten overstaan van de veiligheidsdoelstelling: in de veiligheidsevaluaties wordt dit uitgebreid aangetoond.


5 Overzicht van de veiligheidsargumenten

De belangrijkste veiligheidsargumentatie wordt ontwikkeld rond de volgende centrale verklaring:

De verschillende elementen van de centrale verklaring, worden verder uitgewerkt onder de vorm van stellingen. De zeven belangrijkste stellingen worden hieronder weergegeven:

1) De huidige programmastap van het NIRAS bergingsprogramma voor categorie A afval is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext die de technische en maatschappelijke aspecten succesvol inte-greert.

2) Met het geïntegreerd project en het veiligheidsbeleid heeft NIRAS een passend beheersysteem gedefini-eerd en gevolgd voor de ontwikkeling van het veiligheidsdossier.

3) NIRAS heeft een benadering ontwikkeld voor het realiseren van een veilige berging, namelijk een veilig-heidsstrategie en ook een geïntegreerde beschrijving van de Systemen, Structuren en Componenten (SSCs) en de veiligheidsfuncties die ze moeten vervullen, namelijk een veiligheidsconcept, als middel om een ge-structureerde, heldere en naspeurbare ontwikkeling en documentatie van de berging te Dessel en zijn veilig-heidsargumentatie te verzekeren.

4) NIRAS heeft de vereiste kennisbasis ontwikkeld over de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel, om zo het ontwerp te optimaliseren en de uitvoerbaarheid, robuustheid en veiligheid van de ber-gingsinstallatie te evalueren.

5) NIRAS heeft aangetoond dat het ontwerp, de bouw, de exploitatie en de sluiting van de bergingsinstallatie geoptimaliseerd en uitvoerbaar zijn.

In de huidige programmastap van het bergingsprogramma voor categorie A afval

zijn binnen het geïntegreerd project en het veiligheidsbeleid van NIRAS

een veiligheidsstrategie en een veiligheidsconcept ontwikkeld.

Deze strategie en concept hebben geleid tot een voorgestelde

oppervlakteberging voor categorie A-afval te Dessel

die is geoptimaliseerd,

waarvan de realisatie en exploitatie uitvoerbaar is,

en die robuust en veilig is.

Het bergingsprogramma voor categorie A afval is klaar voor de volgende programmastappen.


6) NIRAS heeft aangetoond dat de voorgestelde berging veilig en robuust is. De geëvalueerde radiologische impacts respecteren alle veiligheidscriteria. De berging vervult de veiligheidsdoelstelling en strategische veiligheidsoriëntaties van optimalisatie, afzondering en insluiting, beperken van de activiteit van langleven-de radionucliden, betrouwbaarheid, passieve veiligheid, robuustheid, diversiteit en gelaagde bescherming.

7) NIRAS heeft de volgende programmastap voorbereid en startte proactief het onderzoek, de ontwikkeling en de demonstratie activiteiten die in de volgende programmastappen informatie zullen opleveren met be-trekking tot verdere verbetering van de kennis en begrip van de performantie van het bergingsysteem, ver-mindering van onzekerheden, verhoging van het vertrouwen in de veiligheidsmarges en optimalisatie van het systeem.

Met dit veiligheidsdossier en met de vergunningsaanvraag heeft NIRAS de nucleaire regelgevende overheid FANC alle nodige elementen overgemaakt voor het verlenen van een oprichtings- en exploitatievergunning.

Door dergelijke vergunning zou het bergingsprogramma voor categorie A afval kunnen overgaan tot de volgende stap: starten met de constructie van de oppervlakteberging voor categorie A afval te Dessel, waardoor de lange-termijn veiligheid van het categorie A afval in België in de praktijk verzekerd wordt.

Volgende secties omvatten een globaal overzicht en samenvatting van alle argumenten die deze stellingen onder-steunen.

De informatie uit de volgende secties wordt herhaald in het volgende hoofdstuk 6, samen met een meer uitge-breide en meer technische argumentatie van deze stellingen.

5.1 De huidige programmastap is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext die technische en maatschappelijke aspecten integreert

NIRAS is de overheidsinstelling die in 1980 bij wet opgericht werd om het beheer van radioactief afval en ver-rijkte splijtstoffen te verzekeren. Alle beheerstappen van radioactief afval voorafgaand aan de berging zijn sinds geruime tijd industriële en vergunde praktijken gestoeld op beproefde technologieën en methodologieën (zie ook paragraaf 3.8).

Aan de beslissing van de Federale Regering op 23 juni 2006 om oppervlakteberging te Dessel te selecteren als eindbestemming voor het afval van categorie A, ging een lang besluitvormingsproces van enkele decennia voor-af. Tijdens dit proces werden gaandeweg alle betrokken partijen betrokken, van lokale stakeholders zoals de ge-meentes Dessel en Mol vertegenwoordigd in de partnerschappen STORA en MONA, tot de milieu- en veilig-heidsautoriteiten zoals het Federaal Agentschap voor Nucleaire Controle FANC, en de Federale Regering. Met de beslissing van 23 juni 2006 werd de beleidskeuze voor oppervlakteberging te Dessel vastgelegd.

De projectfase, die van start ging met de regeringsbeslissing van 2006, werd gekenmerkt door een blijvende be-trokkenheid en integratie van lokale partners bij het project. De partnerschappen STORA en MONA werden dus behouden tijdens de huidige projectfase, en lokale participatie dient eveneens in de toekomst behouden te wor-den.


De ontwikkeling van het bergingsconcept nam alle voorwaarden in acht die opgelegd zijn door de Federale Re-gering, met name dat het concept veilig, omkeerbaar en controleerbaar is.

De huidige vergunningsaanvraag tot oprichting en exploitatie vormt de eerste stap in een proces van stapsgewij-ze vergunningen en periodieke veiligheidsherzieningen.

Dit dossier bevat alle elementen nodig voor deze eerste stap. Bij latere stappen zullen toekomstige activiteiten zoals het bouwen van de afdekking binnen een aantal tientallen jaren en het sluiten van de berging binnen een eeuw, in verder detail uitgewerkt worden op basis van de algemene principes en informatie beschreven in voor-liggend dossier dat, naarmate de constructie en exploitatie van de berging vordert, aangevuld zal worden met ervaringsfeedback en de evoluerende state-of-the-art.

5.2 NIRAS heeft een gepast beheersysteem gedefinieerd en toegepast bij de ontwikkeling van voorliggend veiligheidsdossier

Openheid, transparantie, samenwerking zijn fundamenteel voor een effectieve realisatie van het cAt-project voor een veilige oppervlakteberging te Dessel. Daarom is bij de ontwikkeling van voorliggend veiligheidsdossier ui-termate veel aandacht besteed aan gestructureerde en constructieve dialoog met lokale stakeholders en met het FANC.

Het cAt-project is zowel fysiek als organisationeel sterk verankerd in de lokale gemeenschappen door het con-cept van geïntegreerd project. Hierbij wordt een bergingsconcept ontwikkeld samen met verschillende meer-waardeprojecten die een positieve impact hebben op het welzijn in de streek, vandaag en in de toekomst. De partnerschappen tussen NIRAS en de gemeenten Dessel en Mol, met name STORA en MONA, spelen voor het lokaal maatschappelijk draagvlak een belangrijke rol.

Tijdens de prelicensing periode van de berging, werd sinds 1999 in verschillende fasen een gestructureerde dia-loog gevoerd met het FANC zodanig dat NIRAS bij de ontwikkeling van het veiligheidsdossier dat de vergun-ningsaanvraag ondersteunt, terdege rekening kon houden met alle regelgevende vereisten qua veiligheid, bevei-liging en bescherming tegen ioniserende stralingen.

NIRAS heeft het veiligheidsdossier en de vergunningsaanvraag ontwikkeld in het kader van een kwaliteitssys-teem dat ISO9001:2008 gecertifieerd is. Ter ontwikkeling van de berging en van het veiligheidsdossier heeft NIRAS gebruik gemaakt van een zeer brede waaier aan expertise, en dit zowel eigen expertise als externe exper-tise op nationaal en internationaal vlak. NIRAS heeft een beroep gedaan op verschillende reviews vooraleer alle elementen uit het dossier te finaliseren.

Een belangrijke review betrof de peer review van elementen van het Niveau 2 Veiligheidsrapport door een inter-nationaal peer review team onder de auspiciën van het nucleair energie agentschap (NEA) van de OESO [R-5]. Deze internationale peer review heeft de kwaliteit van het veiligheidsdossier en van het cAt-project in zijn totali-teit bevestigd. De review heeft NIRAS in staat gesteld om het veiligheidsdossier te finaliseren en vervolgens bij het FANC de vergunningsaanvraag tot oprichting en exploitatie van de bergingsinrichting in te dienen.


Ten slotte heeft NIRAS specifiek voor het beheer van de ontwikkeling van de berging een veiligheidsbeleid ge-definieerd teneinde alle ondersteunende activiteiten te focussen op de veiligheid en op de vereisten uit het wette-lijke kader dat voorhanden was bij deze ontwikkeling.

Het veiligheidsbeleid voor de oppervlakteberging te Dessel bestaat uit een beleidsverklaring inzake nucleaire veiligheid waarin NIRAS verklaart primordiaal belang te hechten aan nucleaire veiligheid en uit een veiligheids-benadering waarmee de berging ontwikkeld wordt met een sterke focus op de veiligheid en rekening houdend met de bestaande gegevenheden (Figuur 23).

Figuur 23: Relaties tussen veiligheidsbeleid, veiligheidsstrategie en veiligheidsconcept, gebaseerd op de vereisten van het FANC.


5.3 NIRAS heeft een veiligheidsstrategie en een veiligheidsconcept gedefinieerd als werkinstrumenten om de ontwikkeling, ontwerp en veiligheidsevaluaties van de berging te focussen op veiligheid

Als onderdeel van de globale veiligheidsbenadering heeft NIRAS een veiligheidsstrategie en een veiligheidscon-cept ontwikkeld als gemeenschappelijke basis voor de verdere activiteiten qua ontwikkeling van de wetenschap-pelijke basis, qua ontwerp en ten slotte qua veiligheidsevaluaties.

De veiligheidsstrategie omvat een algemene veiligheidsdoelstelling van de berging:

Zowel nu als in de toekomst, de mens en het milieu beschermen tegen schadelijke effecten van ioniserende stralingen.

Dit zonder onnodige lasten naar toekomstige generaties door te schuiven.

Ze omvat daarnaast een aantal strategische veiligheidsoriëntaties (Figuur 24) ter realisatie van deze doelstelling.

Deze strategische veiligheidsoriëntaties voor de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel zijn in over-eenstemming met het ARBIS (Koninklijk Besluit van 20 juli 2001), met de veiligheidsvoorschriften voor kernin-stallaties (Koninklijk Besluit van 30 november 2011), met de leidraad documenten die het FANC opgesteld heeft en met de internationale aanbevelingen van de Internationale Commissie voor Stralingsbescherming (ICRP), het Internationaal Agentschap voor Atoomenergie (IAEA) en het Nucleair Energie Agentschap (NEA) van de OESO. Ze zijn ook in overeenstemming met de fundamenten van de langetermijn veiligheid voor de berging aan het oppervlak van radioactief afval in België (zie voorgaand Hoofdstuk 4).

Figuur 24: Strategische veiligheidsoriëntaties voor de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel.

Strategische veiligheids-oriëntaties

Basisprincipes stralingsbescherming:

1. Justificatie2. Optimalisatie3. Dosislimieten

Afzondering, insluiting en vertragen van

vrijkomen

Beperken van activiteit van langlevende radionucliden

Passieve veiligheid

Robuust bergingssysteem

Passend niveau van gelaagde bescherming:

Indien één laag het begeeft, zijn er indien nodig andere lagen van

bescherming beschikbaar

Veiligheid berust op diverse functies, materialen en

processen

Optimalisatie van het bergingssysteem

Regelmatige veiligheids-evaluaties, veiligheid berust op betrouwbare elementen


1) Het toepassen van de drie basisprincipes van stralingsbescherming, te weten: a) Justificatie van de blootstelling, dit wil zeggen dat elke beslissing die de blootstelling aan straling ver-

andert meer goed dan kwaad moet doen. Afvalbeheer en berging zijn een integraal onderdeel van de handelingen die het afval genereren, zoals gesteld door het ICRP in haar publicatie 77.

b) Optimalisatie van de blootstelling door de waarschijnlijkheid van blootstellingen, aantal blootgestelde personen en de omvang van individuele blootstellingen zo laag als redelijkerwijze mogelijk te maken rekening houdende met economische en maatschappelijke factoren (ALARA). i) Voor scenario’s van verwachte evolutie van de geleidelijke uitloging en vrijkomen in de biosfeer

op lange termijn wordt een bovenste dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar gehanteerd en een optimali-satiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar.

ii) De dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar kan worden vertaald naar een risicobeperking die de verme-nigvuldiging is van de waarschijnlijkheid van kanker en genetische effecten per eenheid van dosis en de dosisbeperking. Op deze wijze bekomt men een risicobeperking van grootteorde 10-5 per jaar. Voor de minder waarschijnlijke scenario’s met een verstoring van de verwachte evolutie qua gelei-delijke uitloging op lange termijn, wordt een optimalisatiestreefwaarde van 1 10-6 per jaar gehan-teerd.

iii) Voor scenario’s van onopzettelijke menselijke intrusie wordt een dosisreferentiewaarde van 3 mSv per intrusie en/of per jaar gebruikt.

c) Dosislimieten respecteren: i) Professioneel blootgestelde werknemers: effectieve dosis 20 mSv/12 maanden, ii) Publiek: effectieve dosis 1 mSv/jaar.

2) Systeemoptimalisatie door onder meer gebruik van Best Beschikbare Technieken (BBT). 3) Het beperken van de activiteit van langlevende radionucliden in het categorie A afval en in de berging, zo-

danig dat radiologische impacts op lange termijn, als resultaat van onopzettelijke menselijke intrusies of een geleidelijke uitloging naar het grondwater, lager zijn dan de streefwaarden en referentiewaarden.

4) De technische barrières en de maatregelen worden ontworpen om te zorgen voor een afzondering van het afval ten opzichte van de omgeving en voor een insluiting van radionucliden. De insluiting van radionucli-den impliceert het uitstellen en vertragen van het vrijkomen van radionucliden.

5) Een passieve veiligheid op lange termijn die na verloop van tijd niet afhangt van verdere menselijke hande-lingen.

6) Regelmatige veiligheidsevaluaties en een voorzichtige aanpak van de evaluatie van de veiligheid waarin de veiligheid gebaseerd is op betrouwbare elementen, dit wil zeggen elementen waarvoor: a) een afdoende inzicht is in de werking, b) voldoende bewijsmateriaal aanwezig is om de uitvoerbaarheid te bevestigen, c) een afdoende beheersing van de uitvoering is, d) de doeltreffendheid kan worden geverifieerd.

7) Ontwikkelen van een robuust bergingssysteem dat zijn beoogde performantie kan behouden ondanks versto-rende gebeurtenissen, degradaties en onzekerheden.

8) Een veiligheid die berust op een diversiteit qua functies, materialen en processen zodat de waarschijnlijkheid van common mode en common cause failures sterk beperkt wordt.

9) Een systeem dat een passend niveau van gelaagde bescherming biedt, zodanig dat de veiligheid niet onge-past afhankelijk is van één enkel element van de bergingsinstallaties, of van één controlemaatregel, of de vervulling van één enkele veiligheidsfunctie of van één enkele administratieve procedure.


~ 100 jaar ~ 350 jaar ~ 800 jaar

R3: Chemische retentie (sorptie)

R2a: Beperking van waterstromingdoorheen beschermende barrières

R1 : Beperking van vrijkomenuit afvalvorm

I1: Beperking van waarschijnlijkheid engevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie

R2b : Beperking van advectie en diffusie

S: Ondersteuning van een andere SSC

III. Nucl. Reg.Controle Fase

IV. IsolatieFase

V. Insluitingsfase

De veiligheidsstrategie omvat verder ook een veiligheidsconcept, dat weergeeft welke veiligheidsfuncties in functie van de tijd vervuld worden door het systeem, en ook weergeeft welke systemen, structuren en componen-ten (SSCs) instaan voor deze veiligheidsfuncties.

De belangrijkste veiligheidsfuncties voor de berging zijn: 1) Het beperken van de waarschijnlijkheid en mogelijke gevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie (I1

functie). 2) Het vertragen en verzwakken van het vrijkomen van radionucliden in de biosfeer door:

a) Het beperken van het vrijkomen van radionucliden uit de afvalvorm (R1 functie). b) Het beperken van waterstroming door de barrières die de barrières beschermen waarin radionucliden fy-

sisch en chemisch ingesloten worden (R2a functie). c) Het beperken van advectie en van diffusie zodat radionucliden fysisch ingesloten worden in deze inslui-

tingsbarrières en er slechts vertraagd en verzwakt uit vrijkomen (R2b functie). d) Het voorzien van chemische retentiemechanismen zoals sorptie in insluitingsbarrières, zodat radionucli-

den chemisch ingesloten worden en slechts vertraagd en verzwakt uit vrijkomen (R3 functie). 3) Het ondersteunen van een andere SSC (S functie). Een schematisch overzicht van de veiligheidsfuncties in het veiligheidsconcept wordt gegeven in Figuur 25.

Conform aan het Koninklijk Besluit van 31 november 2011 werd een classificatie opgesteld van de SSCs in functie van hun belang voor de veiligheid. Deze classificatie is terug te vinden in het veiligheidsconcept. Het veiligheidsconcept geeft aan welke systemen, structuren en componenten (SSC) een bepaalde veiligheidsfunctie (moeten) vervullen gedurende verschillende periodes in het leven van de berging, en vormt op deze manier het concept waarop de veiligheid van de berging berust. Een gedetailleerd overzicht van alle SSCs en hun veilig-heidsfuncties wordt gegeven in de uitgebreide samenvatting in het volgende Hoofdstuk 6, paragraaf 6.3.2.1.

Figuur 25: Schematische samenvattend overzicht van de belangrijkste veiligheidsfuncties voor de berging.


5.4 NIRAS heeft de vereiste wetenschappelijke kennisbasis ontwikkeld voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties

De wetenschappelijke kennisbasis, nodig voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties omvat drie domei-nen: (1) de site, (2) de technische barrières met in essentie de aarden afdekking en cementgebaseerde barrières zoals beton en mortel en (3) het afval.

Voor alle aspecten werd beroep gedaan op de bestaande brede internationale kennisbasis, al dan niet voor reeds sinds meerdere decennia bestaande oppervlaktebergingsinstallaties voor gelijkaardig afval, de bestaande kennis binnen het Belgische programma en aanvullingen door middel van laboratoriumtesten, terreinproeven, modelle-ringen, grootschalige testen zoals de zettingsproef en demonstratieproeven zoals de constructie van prototype-monolieten en van een gedeelte van een module (zie Figuur 26).

Door al deze activiteiten werd afdoende betrouwbare informatie verkregen waarop het ontwerp van de berging en de veiligheidsevaluaties verder kunnen bouwen. Ze leverden anderzijds ook volgende bevestigingen op:

1) De uitgebreide karakterisering van de site bevestigt dat de site te Dessel alle nodige kwaliteiten bezit zodat dit een gepaste locatie vormt voor een berging.

2) De karakterisering van de technische barrières bevestigt dat het beton dat gebruikt zal worden in de berging een hoge duurzaamheid bezit.

3) De karakteristieken van de radiologische bronterm van categorie A afval bevestigen dat de hoeveelheid langlevende alfastralers in dit type afval sterk beperkt werd in België, en zich ongeveer een factor 10 onder de internationaal gebruikte richtwaarde van 400 Bq/g bevindt.

Figuur 26: Een aantal grootschalige testen en demonstraties uitgevoerd binnen het cAt-project.

Demonstratieproef

Zettingsproef Prototype-monoliet

Demonstratieproef


5.5 NIRAS heeft aangetoond dat het ontwerp, de constructie en de exploitatie van de berging zowel doenbaar als geoptimaliseerd zijn

Het ontwerp van de berging is ontwikkeld volgens een ontwerpmethodologie die op systematische manier reke-ning houdt met de bestaande gegevenheden en vereisten, en die vervolgens de verschillende elementen van het ontwerp vertaalt in constructieconformiteitscriteria voor de systemen, structuren en componenten (SSCs) be-langrijk voor de veiligheid. De constructieconformiteitscriteria laten toe om bij constructie na te gaan dat een gebouwde SSC voldoet aan alle in het ontwerp onderstelde voorwaarden.

Het ontwerp en de implementatie van de berging (zie Hoofdstuk 3, paragraaf 3.5) zijn geoptimaliseerd. Een be-langrijk element van de optimalisatie vormt de notie van Best Beschikbare Technieken, temeer omdat de berging van laagactief afval aan het oppervlak sinds vele tientallen jaren een operationele praktijk is in een groot aantal landen. Belangrijke ontwerpkeuzen die in dit kader gemaakt zijn, betreffen onder andere:

Het conditioneren van alle afval vooraleer het te bergen.

Monolieten als gestandaardiseerde bergingsverpakkingen en bijkomende veiligheidsbarrière.

Cementgebaseerde materialen voor de fysische en chemische insluiting van radionucliden.

Het gebruik van drainagesystemen in de modules om over een alert monitoringsysteem te beschikken.

Een ander belangrijk element dat bijdraagt tot de optimalisatie is het feit dat de sitekarakteristieken te Dessel grondig bestudeerd werden, en op een voorzichtige manier meegenomen werden in het ontwerp. Voorbeelden hiervan zijn de uitgebreide studies met betrekking tot aardbevingsrisico, overstromingsrisico en zettingen.

Voor de afleiding van het aardbevingsrisico werd op voorzichtige wijze een ontwerpaardbeving afgeleid. Er werd een dicht wapeningsnet voorzien in de modules (zie Figuur 26) om bestand te zijn tegen deze ontwerp-aardbeving. In de demonstratieproef werd de uitvoerbaarheid en beheersbaarheid van de constructietech-nieken getest, rekening houdend met deze specifieke omstandigheid van een hoge densiteit van de bewape-ning. Bovendien werd de monoliet dusdanig ontworpen dat hij zelfs aan een hogere dan die ontwerpaardbeving weerstaat. De uitvoerbaarheid en beheersbaarheid van de constructie van monolieten werd nagegaan door middel van prototype monolieten (zie Figuur 26)

De NIRAS site Dessel werd gesitueerd op 27 mTAW, wat aanzienlijk boven het overstromingspeil is.

De zettingen werden geschat door middel van een breed gamma modellisaties, aangevuld met terreinver-kenningen en met de zettingsproef. Met deze zettingen werd rekening gehouden bij het ontwerp van de ber-ging door vier modules tegelijkertijd op te vullen en het drainagesysteem en inspectiegalerij een dusdanige helling mee te geven dat ze zelfs bij het optreden van zettingen te allen tijde water kunnen laten afstromen.

De uitvoerbaarheid en beheersing van de toekomstige constructie werd nagegaan door middel van de construc-tietesten zoals prototype monolieten en de demonstratieproef. Op basis van de resultaten van deze testen en op basis van de ervaring, worden de constructie van de eigenlijke berging verder geoptimaliseerd. Ook zullen latere constructiestappen in de berging (bijvoorbeeld tweede tumulus) gebruik maken van de vroegere ervaringen, ten einde de bouwtechnieken verder te perfectioneren en de berging verder te optimaliseren.

Er werd een algemene strategie voor het kwaliteitsborgingssysteem tijdens constructie opgesteld. In deze strate-gie wordt de performantie van beton en de duurzaamheid op lange termijn van het beton waar mogelijk gelinkt aan gemakkelijk meetbare parameters. De strategie vormt de basis voor het QA/QC programma dat NIRAS zal vastleggen voor de start van de realisatie van de berging en zal (laten) toepassen en verifiëren bij de constructie-werkzaamheden. Om de resterende onzekerheden waar mogelijk verder te verkleinen is een verder beton opvol-


ging en onderzoeksprogramma gepland. In dit kader zijn onder andere beton getuige structuren op de site voor-zien.

De optimalisatie van de langetermijn radiologische veiligheid tijdens de exploitatie van de berging zal onder andere gestoeld zijn op een maximalisatie van het volume afval dat in de berging gebracht wordt, eerder dan een maximalisatie van activiteit voor een bepaald volume van afval in de berging. Om als afvalbeheerder met de oppervlakteberging te Dessel een veilige langetermijn oplossing te kunnen bieden aan een zo groot als mogelijke fractie van het categorie A afval, streeft NIRAS naar een optimaal gebruik van de volumetrische capaciteit van de berging (34 modules). Dit in plaats van de activiteit in de berging te optimaliseren tot aan de radiologische capaciteit van de berging. Door een optimalisatie van de activiteit bestaat immers het risico dat de volumetrische capaciteit van de berging zal worden onderbenut. Hierdoor zou een volume afval dat in aanmerking komt voor oppervlakteberging, niet in de oppervlakteberging te Dessel kunnen worden geborgen.

Een belangrijk element van zowel uitvoerbaarheid als optimalisatie tijdens de exploitatie van de berging is het feit dat NIRAS de krijtlijnen voor het IMS uitgezet heeft, zodat ze haar verantwoordelijkheden als nucleair ex-ploitant van de berging zal kunnen opnemen. Dit geïntegreerde beheersysteem vormt een uitbreiding van het bestaande integraal kwaliteitszorgsysteem ISO2008:9001. NIRAS heeft ook een adequate organisatiestructuur op punt gezet die rekening houdt met haar verantwoordelijkheden van afvalbeheerder en nucleair exploitant (zie ook paragraaf 3.8.3).

Het ontwerp werd ten slotte ook geoptimaliseerd qua operationele radiologische veiligheid. Dit door een reeks van preventie, monitoring en controlemaatregelen te voorzien.

De barrières voorzien als preventie maatregel voor de langetermijn veiligheid leveren ook een belangrijke bij-drage om tijdens de exploitatie van de berging de blootstellingen zo laag als redelijkerwijze mogelijk te houden. De radionucliden worden immers ingesloten dankzij de inkapseling in het afval en in de monoliet, en hun stra-ling wordt door deze barrières ook in sterke mate geabsorbeerd.

Het gebruik van een overpack met afscherming tijdens transport en van prefab afschermingsplaten in de berging (zie paragraaf 3.5) zorgt voor een bijkomende afscherming van de straling en dus vermindering van de blootstel-lingen. Gegeven het feit dat het grootste gedeelte van de monolieten een contactdosistempo heeft lager 2 mSv/uur, is de externe straling in de buurt van de berging beperkt en lager dan de reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar. De straling en de barrières worden voortdurend gemonitord en indien nodig worden de barriè-res hersteld. Om de risico’s op blootstelling verder te beperken wordt de site onderverdeeld in bewaakte en ge-controleerde zones, afgebakend op basis van hun dosisniveau.

Uitbatingslimieten en technische specificaties voor de exploitatie zijn vastgelegde vereisten om de veiligheid van de berging te verzekeren bij normale exploitatie. Indien ondanks alle getroffen voorzorgsmaatregelen niet aan de voorwaarden voor normale exploitatie voldaan is, zal NIRAS zo snel als mogelijk maatregelen treffen om deze te herstellen. Het buiten de normale exploitatie condities treden, wordt systematisch aan het FANC gemeld.

De controle en het toezicht op de veiligheid zal op verscheidene niveaus en door verschillende instanties gebeu-ren. De Dienst Fysische Controle (DFC) van NIRAS zal instaan voor het toezicht op de algemene veiligheid en radiologische veiligheid in het bijzonder. De dienst zal toezicht houden op het respecteren van de vergunnings-voorwaarden van de bergingsinstallatie en de toepassing van de arbeidswetgeving. Het tweede niveau bestaat uit controles en toezicht door het FANC en BEL-V.


5.6 NIRAS heeft aan de hand van een internationaal erkende methodologie aangetoond dat de berging robuust en veilig is

De methodologie voor de veiligheidsevaluaties voor oppervlakteberging, sinds vele jaren ontwikkeld door NIRAS op basis van internationale beste praktijk en nationale en internationale reviews, werd voor de vergun-ningsaanvraag toegepast op de bergingsinrichting te Dessel en omvat alle relevante aspecten zoals operationele radiologische veiligheid en langetermijn radiologische veiligheid. Een essentieel onderdeel in deze methodologie is het opbouwen van een brede en betrouwbare kennisbasis met betrekking tot het afval, de technische barrières rondom het afval en de omgeving.

5.6.1 Radiologische operationele veiligheid

Door middel van de operationele radiologische veiligheidsevaluaties werd aangetoond dat de operationele radio-logische impacts sterk beperkt blijven en zowel voor publiek als voor de werknemers zich onder de van toepas-sing zijnde dosisbeperkingen situeren, namelijk voor het publiek de reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar en voor de werknemers de door NIRAS gebruikte dosisbeperkingen van 10 mSv/12 maanden en 0,4 mSv/week.

Uit de analyse van gebeurtenissen van interne en externe oorsprong kwam geen gebeurtenis naar voren, die aan-leiding kan geven tot een overschrijding van de toepasbare dosis en risicolimieten. De radiologische gevolgen van het referentieongeval (vliegtuigongeval) situeren zich hoogstens in de buurt van 1 mSv. Dit veronderstelt wel dat er correcte procedures bestaan om de gebeurtenis voldoende snel op te merken en in te grijpen om terug binnen de normale exploitatiecondities te komen.

5.6.2 Brede kennisbasis voor de radiologische langetermijn veiligheid

De verschillende scenario’s en hun geassocieerde modellen en parameters werden systematisch vastgelegd door te steunen op een brede kennisbasis wat betreft de berging en zijn omgeving. Waar er leemten zijn in kennis en onzekerheden zijn, werden er:

ofwel technische maatregelen getroffen om het ontwerp steviger en robuuster te maken,

ofwel voorzichtige hypothesen genomen in de veiligheidsevaluaties.

Een voorbeeld hiervan betreft scheuren die kunnen optreden in klassiek gewapend beton. Om de systematiek te illustreren, en tevens aan te geven dat het fenomeen van scheurvorming in gewapend beton op passende wijze in rekening wordt gebracht in het huidige ontwerp en veiligheidsevaluaties, wordt dit voorbeeld hieronder verder uitgewerkt.

5.6.2.1 Scheurvorming in beton – Technische maatregelen

Ontwerpmaatregelen vermijden en beperken de grootte van scheuren tijdens of kort na constructie, en tijdens exploitatie, sluitings- en controlefases

Macroscheuren tijdens of kort na constructie, die kunnen zorgen voor een versnelde degradatie van beton, wor-den vermeden door materiaalkeuzes en ontwerp. Microscheuren worden door materiaalkeuzes en ontwerp be-perkt en zijn meegenomen in de schatting van de duurzaamheid van het beton en in de parameters voor de vei-ligheidsevaluaties.


1) De structuren zijn ontworpen om scheuren zoveel als mogelijk te vermijden en de grootte van gebeurlijke scheuren te beperken tijdens en kort na constructie:

a) Scheuren als gevolg van plastische krimp tijdens uitharding van de betonstructuren worden beperkt:

i) Bovenop de wapening wordt een dekking van beton voorzien van 4 cm. Dit is het resultaat van een optimalisatie waarin een afweging gemaakt wordt tussen enerzijds het risico op krimpscheuren dat verminderd wordt met een mindere dikte en anderzijds het bereiken van de wapening door het car-bonatatiefront dat in de tijd uitgesteld wordt naarmate de dekking groter is. Het resultaat is een op-timalisatie waarbij enerzijds het risico op krimpscheuren beperkt wordt, maar anderzijds ook een hoge duurzaamheid ten opzichte van carbonatatie verkregen wordt.

ii) Door het vergelijken van verschillende opties voor de constructiesequentie van de module, werd deze geoptimaliseerd om mogelijke krimpscheuren te voorkomen: ii.1) De volgorde bestaat uit het eerst in één fase storten van de vier modulewanden, waarvoor de

uitvoerbaarheid op industriële schaal werd aangetoond in projecten zoals de constructie van het Deurganckdok in de haven van Antwerpen. Dit vermijdt constructievoegen tussen verschil-lende gedeeltes van de muur.

ii.2) Zo spoedig mogelijk na het storten wordt de interne bekisting losgezet. Dit laat een ongehin-derd vrije krimp toe, wat de kans op krimpscheuren sterk beperkt.

ii.3) Dan wordt de funderingsplaat gestort en vervolgens de kolommen. Hierna worden prefab pla-ten bovenop de kolommen geplaatst als (verloren) bekisting voor de steunplaat. Dan wordt de steunplaat gegoten.

De gekozen constructiesequentie van de module en dekkingsgraad van het beton van de caissons en de modules werd getest in de demonstratietest en prototype-monolieten (Figuur 26) en heeft tot nog toe geen waarneembare (macro)scheuren vertoond.

b) De beperkte toename van temperatuur in de modulewand en caissonwand samen met de keuze van een lage-warmte (LH) cement voor de modules voorkomt scheuren door hydratatiewarmte.

2) De structuren uit gewapend beton zijn ontworpen om het risico op macroscheuren gedurende de exploitatie, sluiting en de nucleaire reglementaire controlefase (350 jaar) te minimaliseren:

a) De structuren zijn ontworpen om te weerstaan aan aardbevingen gedurende de fasen van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle.

b) De keuze van sterk sulfaatresistent (HSR) cement samen met de niet-agressieve omgeving en de be-perkte toename van temperatuur in de modulewanden voorkomen sulfaataanval. De keuze van kalkhou-dende aggregaten voorkomt alkali-silica reacties. De algemene keuze van het beton samen met de hoge performantie van het beton voorkomt schade als gevolg van vorst-dooi cycli.

c) De zorgvuldige keuze van cementgebaseerde materialen beperkt de diffusiesnelheid van CO2 in beton, en dus de snelheid van carbonatatie. De optimalisatie van de dekking van de wapening leidt bovendien tot een duurzaam beton waarbij het ogenblik van bereiken van de wapening door het carbonatiefront in de tijd uitgesteld wordt. Het carbonatatiefront leidt tot een daling van de pH van het poriënwater in de buurt van de wapening, en als gevolg daarvan actieve algemene corrosie van de wapening. De actieve algemene corrosie van de wapening leidt tot een productie van ijzeroxides die een lagere densiteit dan ijzer hebben, en dus na een initiële fase van opvulling van lege ruimtes resulteren in een interne span-ningsopbouw in het beton welke gepaard gaat met scheurvorming.


De structuren worden geverifieerd en gecontroleerd bij constructie en geverifieerd vooraleer gebruikt te worden in het kader van exploitatie

Betonnen structuren worden gecontroleerd tijdens en direct na de constructie. Vooraleer de betonnen structuren gebruikt worden bij de bergingswerkzaamheden worden ze opnieuw geverifieerd.

1) Vooraleer de constructie te starten worden als onderdeel van een QA/QC programma, operationaliseerbare parameters gedefinieerd om microscheuren van macro-scheuren te onderscheiden.

2) De producenten van caissons en monolieten moeten op basis van erkenningsdossiers hun producten door NIRAS laten erkennen vooraleer ze aan te bieden voor (post)conditionering en voor berging. Dit wil zeggen dat de producenten moeten aantonen dat de betrokken installaties, organisatiemiddelen en voorziene proces-controles in staat zijn om caissons en monolieten te produceren die beantwoorden aan de van toepassing zijnde acceptatiecriteria (zie paragraaf 3.8.1). Ook verifieert NIRAS bij de producenten de overeenstemming tussen de informatie in het erkenningsdossier en de effectieve toepassing ervan.

3) Vooraleer caissons naar de IPM overgebracht worden om er afval in te (post)conditioneren, worden hun karakteristieken, onder andere met betrekking tot scheuren, geverifieerd om na te gaan dat ze in overeen-stemming zijn met de vergunningsvoorwaarden en met het veiligheidsrapport. Vooraleer monolieten kunnen geborgen worden, moeten ze door NIRAS geaccepteerd worden, dit wil zeggen dat NIRAS nagegaan heeft of de aangeboden monoliet met afval overeenkomt met de vereisten uit de van toepassing zijnde acceptatie-criteria.

4) Vooraleer gestart wordt met het opvullen van modules wordt geverifieerd dat ze in overeenstemming zijn met de vergunningsvoorwaarden en met het veiligheidsrapport.

a) Tijdens de constructiefase wordt er nagegaan dat de modules in overeenstemming zijn met de vergun-ningsvoorwaarden en met het veiligheidsrapport. Tijdens de constructie en de installatie van de SSCs zal de kwaliteit van de as-built SSCs en hun conformiteit met de specificaties van de aanbestedingsdo-cumenten worden geverifieerd en gewaarborgd door systematische controles. Er zullen tijdens het bouwproces verschillende soorten controles worden uitgevoerd. Dit controleprogramma zal worden op-genomen in de aanbestedingsdocumenten.

b) Vooraleer gestart wordt met het opvullen met afval van vier modules, wordt geverifieerd dat ze nog steeds in overeenstemming zijn met de vergunningsvoorwaarden en met het veiligheidsrapport.

De structuren worden geverifieerd en indien nodig gemitigeerd tijdens fases van exploitatie, sluiting en van controle

Tijdens de fases van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle zullen de betonstructuren blijvend opgevolgd worden door een combinatie van verificaties en controles direct op de structuren, verificaties op ge-tuige structuren en verder onderzoek en ontwikkeling met betrekking tot betondegradatie.

Indien er door deze controles macroscheuren vastgesteld worden, wordt het fenomeen verder onderzocht en in-dien noodzakelijk gemitigeerd, bijvoorbeeld door middel van reparaties, versterking van andere barrières in het kader van gelaagde bescherming, lokale vermindering van de bronterm ... Een methodologie voor verificatie en bepaling van macro/microscheuren en voor beslissingen tot mitigatie van macroscheuren wordt ontwikkeld en zal beschikbaar zijn bij de start van de fase van constructie.


Beton wordt ontworpen om een hoge duurzaamheid te hebben zodat het optreden van scheuren na de con-trolefase uitgesteld en waar mogelijk in de tijd gespreid en beperkt wordt.

De belangrijkste processen en gebeurtenissen voor de duurzaamheid op lange termijn zijn carbonatatie en aard-bevingen.

1) Het beton voor de modules en de caissons bezit een hoge duurzaamheid en hoge weerstand tegen aardbevin-gen (zie maatregelen om het risico op macroscheuren gedurende de exploitatie, sluiting en nucleaire regle-mentaire controle fases).

2) Degradatie van de monolieten wordt later in de tijd verwacht dan degradatie van modules:

a) Het beton van de caissons wordt beschermd door de modules en de afdeklagen. Dit heeft als gevolg dat het optreden van de scheuren in caissons verwacht wordt na een degradatie van de modules.

b) De modules kunnen weerstaan aan een aardbeving met 4% overschrijdingskans gedurende een levens-duur van ongeveer 350 jaar. De monolieten kunnen weerstaan aan een grotere aardbeving, met name een aardbeving corresponderend met een overschrijdingskans van 4% gedurende een levensduur van ongeveer 800 jaar.

3) Als de modules en monolieten scheuren vertonen ondanks alle genomen maatregelen, zijn ze toch be-schermd door complementaire beschermingslagen:

a) Diverse veiligheidsfuncties en materialen: R2a functie geleverd door de klei infiltratie barrière en de vezelversterkte ondoorlatende top plaat.

b) Diverse materialen staan in voor de R3 functie (chemische retentie): mortel voor de opvulling van de monolieten en conditionering van het afval, zand-cement ophoging als onderdeel van de funderingen, een lopend O&O-programma dat de mogelijkheid nagaat voor het vullen van de inspectieruimten met een op zeoliet gebaseerd materiaal.

5.6.2.2 Scheurvorming in beton – Voorzichtige hypothesen in veiligheidsevaluaties

Als voorzichtige hypothesen werden doorgaande scheuren zonder chemische retentie beschouwd in de modellen voor de evaluatie van de radiologische langetermijn veiligheid:

1) De modellen van de scenario’s van verwachte evolutie bevatten expliciet doorgaande scheuren vanaf 350 jaar. De radiologische impacts bevinden zich tussen 0,001 en 0,081 mSv/jaar, afhankelijk van hypothesen.

2) Een snelle degradatie van modules met doorgaande scheuren reeds vanaf 100 jaar, werd in rekening ge-bracht in minder waarschijnlijke/aannemelijke scenario’s. De radiologische impacts hiervoor bedragen enke-le mSv/jaar. De radiologische risico's zijn aanvaardbaar gegeven de zeer lage waarschijnlijkheid van gelijk-tijdig falen van alle ontwerpen, inspectie, onderhoud, maatregelen en gegeven de voorzichtige aannamen over de evolutie die reeds in rekening werd gehouden in de modellering van de verwachte evolutie.

5.6.2.3 Scheurvorming in beton – Verder onderzoek, ontwikkeling en demonstratie

We merken tot slot op dat het O&O voor een beter begrip van de fenomenologie van de oorzaken en effecten scheuren in beton zal worden verdergezet. Dit O&O zal als basis dienen voor ontwerp of operationele maatrege-len om scheurvorming te vermijden, te verhelpen of effecten ervan te neutraliseren. Het O&O kan desgevallend leiden tot een herziening van de hypothesen in toekomstige veiligheidsevaluaties.


3. Onopzettelijke menselijke intrusies

Uitloging naar grondwater

1. Verwachteevolutie

2. Alternatieve minderwaarschijnlijke evoluties

5.6.3 Radiologische langetermijn veiligheid

De methodologie voor de radiologische langetermijn veiligheid is gestoeld op, en tevens nauw verbonden met, de ISAM methodologie ontwikkeld binnen het IAEA. De methodologie is in overeenstemming met de internati-onale beste praktijken, zoals ook door het NEA internationaal peer review team werd bevestigd [R-5]. Zoals op-gemerkt door het NEA internationale peer review team, loopt de methodologie voor een aantal aspecten, zoals de veiligheidsfuncties en het veiligheidsconcept, voorop bij het internationale veiligheidsonderzoek en de ontwikke-lingen.

Voor de evaluatie van de radiologische veiligheid op lange termijn van de berging blijkt dat er twee types van scenario’s in detail beschouwd moeten worden (zie Figuur 29): 1) Scenario’s waarin er na sluiting op termijn een geleidelijke uitloging van de restactiviteit van radionucliden

naar het grondwater optreedt. Er worden twee types van grondwater scenario’s onderscheiden: a) Scenario’s van verwachte evolutie; b) Minder waarschijnlijke/aannemelijke scenario’s met een alternatieve evolutie te wijten aan minder

waarschijnlijke, maar niet onmogelijke, verstoringen op de verwachte evolutie zoals het niet of slecht sluiten van de bergingsinstallatie en het optreden van aardbevingen met een hogere magnitude dan de ontwerpaardbeving.

2) Intrusiescenario’s waarin na het opheffen van de nucleaire reglementaire controle een onopzettelijke mense-lijke intrusie plaatsgrijpt waarbij er door de restactiviteit in de berging radiologische blootstellingen kunnen resulteren.

Figuur 27: Schematische illustratie van verschillende scenario’s beschouwd voor de radiologische lange-termijn veiligheid.

De berekende radiologische impact voor de berging is slechts een fractie van de blootstellingen door natuurlijke bronnen (Figuur 28). Ook in het geval men voor de uitloging naar het grondwater alternatieve evoluties be-schouwt, die een lage kans van optreden hebben, blijven de radiologische impacts van maximaal enkele mSv/jaar in de buurt van blootstellingen door natuurlijke blootstellingen.


Figuur 28: De radiologische impacts van de berging bedragen slechts een kleine fractie van de natuurlijke achtergrond.

UNSCEAR4 heeft de wereldwijde blootstelling aan ioniserende straling door natuurlijke bronnen begroot tussen 1 en 13 mSv/jaar met een gemiddelde van 2,4 mSv/jaar. Indien men de UNSCEAR methodologie toepast voor Vlaanderen, verkrijgt men een gemiddelde blootstelling van 2,1 mSv/jaar door natuurlijke bronnen. De verdeling hiervan is als volgt:

1,1 mSv/jaar ten gevolge van natuurlijk aanwezig radon gas,

0,4 mSv/jaar ten gevolge van natuurlijke straling uit bodem en gebouwen,

0,3 mSv/jaar ten gevolge van kosmische straling en

0,3 mSv/jaar ten gevolge van radioactieve stoffen die van nature uit in het menselijk lichaam aanwezig zijn.

De berekende radiologische effecten op lange termijn van de berging bevinden zich telkens onder de van toepas-sing zijnde streefwaarden en reglementaire toetsingscriteria, opgelegd door het FANC. Voor verschillende sce-nario’s bestaan verschillende reglementaire veiligheidscriteria:

Voor de scenario’s van verwachte evolutie is het toetsingscriterium een reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar bovenop de bestaande blootstellingen.

Deze dosisbeperking ligt een factor drie onder de dosislimiet voor het publiek van 1 mSv/jaar. Deze dosis-beperking ligt ook een grootteorde onder blootstellingen door natuurlijke bronnen, zodat het effect van de berging in de praktijk nauwelijks waarneembaar zal zijn.

De berekende radiologische impact voor (0,001 mSv/jaar) bevindt zich meer dan twee grootteordes onder de 0,3 mSv/jaar (Figuur 29). Op basis van deze evaluaties kan men het systeem bijgevolg als radiologisch ge-optimaliseerd bestempelen.

4 UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, een VN-comité dat wetenschappelijke informa-tie verzamelt over de heersende niveau’s van blootstelling aan ioniserende stralingen en over de effecten van blootstelling aan ionise-rende straling.


Figuur 29: Radiologische impact van LES.

Er wordt voor deze scenario’s verder gewerkt met een optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar. De bere-kende impact voor een extreem enveloppe scenario met een hypothetische zelfvoorzienende gemeenschap direct naast de berging situeert zich bovendien onder 0,1 mSv/jaar (Figuur 30). Dit is een bijkomend argu-ment dat het systeem als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd. De twee impactcurves op Fi-guur 30 geven de range aan van de berekende radiologische impacts voor de scenario’s van verwachte evo-lutie, en bijgevolg de enveloppe resulterend uit de radiologische optimalisatie van de berging.

Voor een beperkt aantal alternatieve scenario’s, welke een lagere waarschijnlijkheid/aannemelijkheid heb-ben, is het toetsingscriterium een radiologisch risico – dit is de combinatie van radiologische impact, waar-schijnlijkheid van voorkomen van het scenario en waarschijnlijkheid van kanker en genetische effecten per eenheid van radiologische impact. De risico beperking is 10-5 /jaar. Er wordt gewerkt met een optimalisatie-streefwaarde van 10-6 /jaar voor het radiologisch risico.

Gegeven de lage waarschijnlijkheid van voorkomen/aannemelijkheid van scenario’s met een alternatieve evolutie, bevindt het geschatte radiologisch risico voor deze scenario’s zich onder deze streefwaarde. Deze elementen geven aan dat het systeem ook radiologisch geoptimaliseerd is ten opzichte van de resterende ver-storingen met een lage waarschijnlijkheid/aannemelijkheid.

De berekende radiologische impacts voor deze minder waarschijnlijke scenario’s situeert zich in de meeste gevallen in de omgeving van 0,1 mSv/jaar en in alle gevallen binnen de natuurlijke achtergrond tussen 1 en 13 mSv/jaar: bij slechte sluiting tussen 0,08-0,09 mSv/jaar, bij een zware aardbeving onmiddellijk na ophef-fing van nucleaire controle 0,5 mSv/jaar, bij een afdekking en moduledak die onmiddellijk na sluiting van de berging degraderen 2,7 mSv/jaar. We merken op dat deze alternatieve scenario’s zeer voorzichtige hypo-thesen hebben (zie vergelijking met hypothetisch scenario voor bepaling van restrisico na 200-300 jaar in paragraaf 4.3.2 dat een impact van ongeveer 1 mSv/jaar heeft).

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100 jaar 1000 jaar

Dosis [mSv/jaar]

Tijd sinds start operationele fase

Reglementaire dosislimiet (1 mSv/jaar)

Wereldwijde gemiddelde blootstellingen door natuurlijke bronnen(1-13 mSv/jaar)

LES (aannemelijk evolutie scenario)0,001 mSv/jaar

Reglementaire dosisbeperking (0,3 mSv/jaar)


Figuur 30: Radiologische impact van RS en LES.

Voor onopzettelijke intrusiescenario’s wordt de radiologische impact vergeleken met een referentiewaarde van 3 mSv/jaar bovenop de bestaande blootstellingen [R-8]. Deze referentiewaarde situeert zich binnen de natuurlijke achtergrond tussen 1 en 13 mSv/jaar.

Voor de onopzettelijke menselijke intrusiescenario’s bevindt de berekende radiologische impact zich tussen 0,004 en 0,189 mSv/jaar en dus ver onder deze referentiewaarde. Dit wil zeggen dat de voorziene bronterm als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd.

Andere indicatoren die dit beeld over de veiligheid op lange termijn verder bevestigen zijn onder andere:

het feit dat de berekende radiologische impacts sterk lokaal gesitueerd zijn in de onmiddellijke omgeving van de berging, en snel dalen weg van de berging,

dat 98% van de activiteit uit het afval vervalt in de installatie vooraleer ze kan uitlogen naar het grondwater.

De focus van stralingsbescherming is de laatste jaren geleidelijk verbreed van impacts op de mens naar impacts op niet-menselijke biota. Er werd daarom een eerste evaluatie gemaakt van de radiologische risico’s voor de niet-menselijke biota en deze blijken voor alle beschouwde biota onder het internationaal voorgestelde referen-tieniveau van 10 µGy/uur te liggen, waaruit kan besloten worden dat zowel mens als milieu afdoende beschermd zijn. Omdat dit domein van de stralingsbescherming in volle ontwikkeling is, maakt een verdere ontwikkeling van de methodologie alsook de toepassing ervan deel uit van het toekomstig onderzoeksprogramma.

Verder werd aan de hand van een brede gevoeligheids- en onzekerheidsanalyse de robuustheid van de veiligheid en van de performantie van de berging aangetoond. Resultaten die deze stelling ondersteunen zijn onder andere:

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100 jaar 1000 jaar

Dosis [mSv/jaar]


RS (referentie scenario)> Waterput direct naast de berging

> 100% zelfvoorzienende gemeenschap

Dosis optimalisatie streefwaarde (0,1 mSv/jaar)




0,081 mSv/jaar



De maximale radiologische impacts indien er quasi geen technische barrières aanwezig zouden zijn rondom het afval bedragen slechts enkele mSv/jaar (zie ook hypothetisch scenario voor bepaling van restrisico na 200-300 jaar in paragraaf 4.3.2 dat een impact van ongeveer 1 mSv/jaar heeft).

De performantie van het systeem uitgedrukt als % verval van de activiteit initieel aanwezig in de berging bedraagt 98% onafhankelijk van de verschillende beschouwde gevoeligheden en onzekerheden.

Met deze evaluaties werd bevestigd dat het ontwikkelde bergingssysteem robuust is, en niet ongepast afhankelijk is van één enkel element of maatregel. Belangrijke elementen qua robuustheid werden immers al ingebouwd op niveau van het veiligheidsconcept en van het ontwerp van de berging, zoals:

Een voorzichtige toekenning van veiligheidsfuncties aan systemen, structuren en componenten met gepaste gelaagde bescherming (bijvoorbeeld veiligheidsfuncties R2a en R2b).

Het vermijden of verminderen van effecten van bedreigingen (bijvoorbeeld het vermijden van overstromin-gen door ophogingen te voorzien in het ontwerp en het ontwerpen van de structuren tegen aardbevingen).

Ten slotte werden radiologische criteria afgeleid waaraan de monolieten, de modules en de berging in haar ge-heel moeten voldoen opdat de radiologische veiligheid gegarandeerd zou blijven (zie verder paragraaf 6.6.4 van dit document). Bij de afleiding van deze condities werd een voorzichtige aanpak gevolgd met vele conservatis-men. Het geheel van deze criteria, samen met het geïntegreerd beheerssysteem (IMS) voor de exploitatie laat toe dat alle reglementaire basisvereisten gerespecteerd blijven.

5.7 NIRAS heeft de volgende stappen grondig en proactief voorbereid

NIRAS heeft op een gestructureerde wijze de noden qua verder onderzoek, ontwikkeling en demonstratie (O&O programma) in kaart gebracht. Door middel van veiligheidsevaluaties werden onzekerheden geëvalueerd op hun belang voor de performantie en de veiligheid. Op basis hiervan heeft NIRAS verschillende topics van het O&O programma geïdentificeerd, en is proactief gestart met een aantal dringende elementen. Een van deze elementen is het gedrag van beton op jonge leeftijd juist na de constructie omdat dit mede de technische specificaties kan beïnvloeden die in de bestekken voor constructie opgenomen moeten worden. De voorziene topics werden door het NEA internationaal peer review team als relevant en redelijk beoordeeld [R-5].


5.8 Besluiten

De berging van laagactief afval aan het oppervlak is reeds sinds vele tientallen jaren een operationele en goed beheerste praktijk in een groot aantal landen. Het beheer van het laagactief afval tot en met tijdelijke opslag van geconditioneerd afval is in België sinds tientallen jaren een operationele en goed beheerste praktijk. Er is bijge-volg een zeer ruime ervaring die NIRAS benut heeft om haar concept voor de oppervlakteberging van categorie A afval vast te leggen.

Essentieel in dit concept zijn de beperking van de radiologische bronterm en het realiseren van afzondering en insluiting door technische barrières. De radiologische bronterm in het categorie A afval werd passend beperkt tot 10-50 Bq/g aan langlevende alfastralers. Dit is een ordegrootte onder de internationale richtwaarde van 400 Bq/g. De afzondering en insluitingsfuncties werden voorzien door middel van een reeks van diverse, passie-ve, robuuste en betrouwbare barrières en maatregelen die samen een passend niveau van gelaagde bescherming bieden, waardoor de veiligheid niet ongepast afhankelijk is van één enkel element, procedure of controlemaatre-gel.

Het afval geborgen in een afgesloten bergingsinstallatie is niet gemakkelijk en niet direct bereikbaar voor de mens. Slechts in bepaalde gevallen, wanneer de kennis van de berging verloren is gegaan en in geval van een drastische ingreep, kan de mens onvoorzien in contact komen met het afval en blootgesteld worden. Aangezien met berging aan het oppervlak het afval in de biosfeer blijft, is menselijke intrusie in de berging in situaties waar de kennis van de berging verloren is gegaan niet uit te sluiten. Daarom wordt voor de afzondering van het radio-actief afval bijkomend een controle en toezicht gedurende enkele honderden jaren voorzien. Na enkele honder-den jaren zijn de radiologische gevolgen door onopzettelijke menselijke intrusie beperkt tot een fractie van de natuurlijke achtergrond, omdat slechts een beperkte radiologische bronterm qua langlevende radionucliden in een oppervlakteberging toegelaten wordt.

Voor een berging aan het oppervlak draagt de bergingslocatie slechts indirect bij aan de afzondering en inslui-ting, omdat de radionucliden die vrijkomen uit de bergingsinstallatie zich reeds in de biosfeer bevinden waar ze mogelijks aanleiding kunnen geven tot situaties van verhoogde blootstelling. De locatie zorgt voor een stabiele omgeving zodat de performantie van de technische barrières niet aangetast of verminderd worden.

Het tektonisch rustig, relatief vlak terrein in het noorden van België, met een gelaagde sedimentaire geologie, leent zich voor een eenvoudige karakteristering en modellering van geologie en grondwaterstroming. Een uitge-breide karakterisering van de omgeving van de berging heeft bevestigd dat de site alle nodige kwaliteiten bezit, zoals een stabiele geologie, laag niveau van seismische activiteit, voldoende draagvermogen ... en dat de site een gepaste locatie vormt voor een berging.

De karakterisering en optimalisatie van de technische barrières hebben aanleiding gegeven tot beton met een hoge duurzaamheid en met een beperkt risico op scheurvorming. Bovendien is een gelaagde bescherming voor-zien door een diversiteit aan materialen en door het in de tijd spreiden van het falen van verschillende bescher-mingslagen.

Corrosie van de wapening is het belangrijkste chemische degradatiemechanisme. De volgende degradatie-processen werden immers geëlimineerd omwille van de chemisch niet-agressieve milieukenmerken van de site te Dessel en de selectie van de materialen voor het beton: interne en externe sulfaataanval, alkali-silica reactie, biologische degradatie en vorst-dooi cycli.


Corrosie van wapening kan versnellen door de depassivatie van wapening die resulteert uit de carbonatatie van het beton dat de wapeningen bedekt. De zorgvuldige keuze van cementgebaseerde materialen beperkt de diffusiesnelheid van CO2 in beton, en dus de snelheid van carbonatie. De optimalisatie van de dikte van de dekking van de wapening leidt bovendien tot een duurzaam beton waarbij het ogenblik van bereiken van de wapening door het carbonatatiefront in de tijd wordt uitgesteld. De initiatiefase voor corrosie wordt geschat in de orde van enkele honderden jaren.

De structuren zijn ontworpen om krimpscheuren te beperken tijdens en kort na constructie en om te weer-staan aan aardbevingen gedurende de fasen van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle. De gekozen constructiesequentie en constructietechnieken van de module en caissons werden getest in de de-monstratieproef. Bij deze testen werden tot nog toe nog geen (macro)scheuren waargenomen.

De structuren voor berging zullen worden gecontroleerd bij constructie, en geverifieerd vooraleer ze in het kader van exploitatie gebruikt worden. Indien er door deze controles macroscheuren worden vastgesteld, wordt het fenomeen verder onderzocht en indien noodzakelijk gemitigeerd. Een methodologie voor verifica-tie en bepaling van micro/macroscheuren en voor beslissingen tot mitigatie van macroscheuren wordt ont-wikkeld en zal beschikbaar zijn bij de start van de constructie.

Als voorzichtige hypothesen in de modellen voor de evaluatie van de radiologische langetermijn veiligheid werden doorgaande scheuren zonder chemische retentie beschouwd. Daarbij werden in de scenario’s van verwachte evolutie expliciete doorgaande scheuren vanaf 350 jaar ondersteld, en in minder waarschijnlijke alternatieve evolutiescenario’s onmiddellijk na sluiting, ondersteld op 100 jaar. De radiologische impacts van deze scenario’s bevinden zich onder de toepasselijke reglementaire normen.

Bij het ontwerp wordt een gelaagde bescherming voorzien door:

► Enerzijds het falen door scheurvorming van de monoliet en de module in de mate van het mogelijke te spreiden in de tijd (de module en afdeklagen zorgen voor een beschermende omgeving van de monolie-ten);

► Anderzijds complementaire beschermingslagen te voorzien (klei infiltratie barrière, vezelversterkte on-doorlatende topplaat, mortel opvulling van monolieten en conditionering van het afval, zand cement ophoging als onderdeel van de funderingen, beperking van de radiologische bronterm).

Er is een lopend O&O programma dat de mogelijkheid nagaat, om binnen ongeveer een eeuw, tijdens de sluiting, de inspectieruimten te vullen met een op zeoliet gebaseerd materiaal.

De uitvoerbaarheid en beheersing van de toekomstige constructie werd nagegaan door middel van constructietes-ten zoals prototype monolieten en de demonstratieproef. Er werd een algemene strategie voor het kwaliteitsbor-gingssysteem tijdens constructie opgesteld. In deze strategie wordt de performantie van beton en de duurzaam-heid op lange termijn waar mogelijk gelinkt aan gemakkelijk meetbare parameters. De strategie vormt de basis voor het QA/QC programma dat NIRAS zal vastleggen voor de start van de realisatie van de berging en zal (la-ten) toepassen en verifiëren bij de constructiewerkzaamheden. Om resterende onzekerheden waar mogelijk ver-der te verkleinen is een verder opvolgings- en onderzoeksprogramma voor beton gepland. In dit kader zijn onder andere beton getuige structuren op de site voorzien.


De methodologie voor de radiologische langetermijn veiligheid is gestoeld op, en tevens nauw verbonden met, de ISAM methodologie ontwikkeld binnen het Internationaal Agentschap voor Atoomenergie IAEA. De metho-dologie is in overeenstemming met de internationale beste praktijken, zoals ook door het NEA internationaal peer review team werd bevestigd [R-5].

Voor de evaluatie van de radiologische veiligheid op lange termijn van de berging blijkt dat er twee types van scenario’s in detail beschouwd moeten worden:

Scenario’s waarin er na sluiting op termijn een geleidelijke uitloging van de restactiviteit van radionucliden naar het grondwater optreedt.

Intrusiescenario’s waarin na het opheffen van de nucleaire reglementaire controle een onopzettelijke mense-lijke intrusie ondersteld wordt. Door de restactiviteit in de berging kunnen er radiologische blootstellingen zijn bij dergelijke onopzettelijke intrusie tot bij het afval.

De berekende radiologische impact voor de berging is slechts een fractie van de blootstellingen door natuurlijke bronnen. Ook in het geval men een hypothetisch scenario van vrijgave na 350 jaar beschouwt of voor de uitlo-ging naar het grondwater alternatieve evoluties beschouwt, die een lage kans van optreden hebben, blijven de radiologische impacts van maximaal enkele mSv/jaar in de buurt van blootstellingen door natuurlijke blootstel-lingen. De berekende radiologische effecten op lange termijn van de berging bevinden zich bovendien telkens onder de van toepassing zijnde streefwaarden en reglementaire toetsingscriteria, opgelegd door het FANC:

De berekende radiologische impact (0,001 mSv/jaar) bevindt zich meer dan twee grootteordes onder de re-glementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar. Op basis van deze evaluaties kan men het systeem bijgevolg als radiologisch geoptimaliseerd bestempelen.

De berekende impact voor een extreem enveloppe scenario met een hypothetische zelfvoorzienende ge-meenschap direct naast de berging (0,081 mSv/jaar) situeert zich bovendien onder 0,1 mSv/jaar. Dit is een bijkomend argument dat het systeem als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd.

De berekende radiologische impacts voor alternatieve minder waarschijnlijke evoluties bevinden zich tussen 0,081 en 2,7 mSv/jaar situeren zich ook bij deze minder waarschijnlijke alternatieve scenario’s binnen de natuurlijke achtergrond tussen 1 en 13 mSv/jaar. Gegeven de lage waarschijnlijkheid van voorkomen/ aan-nemelijkheid van scenario’s met een alternatieve evolutie, ligt het radiologisch risico voor deze scenario’s onder de toepasselijke risicobeperking en kunnen het systeem en de voorziene bronterm ook bij verstoringen als radiologische geoptimaliseerd worden beschouwd.

Voor de onopzettelijke menselijke intrusiescenario’s bevindt de berekende radiologische impact zich tussen 0,004 en 0,189 mSv/jaar en dus ver onder de referentiewaarde van 3 mSv/jaar. Dit wil zeggen dat de voor-ziene bronterm als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd.




Verder werd aan de hand van een brede gevoeligheids- en onzekerheidsanalyse de robuustheid van de veiligheid en van de performantie van de berging aangetoond.


De verschillende argumenten onderschrijven de centrale stelling dat in de huidige programmastap van het cate-gorie A bergingsprogramma, het NIRAS geïntegreerd project en de veiligheidsbenadering met inbegrip van het veiligheidsconcept,

geleid hebben tot een voorgestelde oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel die ► zowel geoptimaliseerd is, ► als uitvoerbaar qua bouw, exploitatie en sluiting, ► als robuust, ► en veilig is,

en ook geleid hebben tot een uitgebreide documentatie daarvan en tot een plan van aanpak om resterende onzekerheden verder te reduceren,

zodanig dat het programma klaar is om over te gaan tot de volgende programmastappen, waarin de langetermijn veiligheid van het categorie A afval in de praktijk gegarandeerd zal worden door eerst de constructie van de ber-ging en vervolgens de effectieve berging van het afval.

Er is een sterke indicatie van de gegrondheid van de centrale stelling door:

De vaststelling dat alle argumenten en aanwijzingen in dezelfde richting wijzen, namelijk een uitvoerbare, robuuste en geoptimaliseerde berging waarvoor de radiologische impact slechts een fractie van de achter-grond door natuurlijke bronnen is.

De kwaliteit van het proces voor de ontwikkeling van de argumenten en bewijzen (duidelijke beslissings-context, brede expertise, sterk gegronde en internationaal beoordeelde methodologieën, kwaliteitsbeheersys-teem).

De robuustheid van de argumenten en aanwijzingen wanneer verschillende aanpakken gevolgd worden, ver-schillende indicatoren beschouwd worden en verschillende modelhypothesen beschouwd worden.

De duidelijke identificatie van toekomstige acties en controles, en het engagement van NIRAS om als nu-cleair exploitant deze acties en controles uit te voeren, met name het QA/QC programma tijdens constructie, de toekomstige acceptatie conform aan alle operationele condities.

De identificatie van de belangrijkste onzekerheden en de opneming ervan in het proactief gestarte en voort-gezet onderzoeks-, ontwikkelings- en demonstratieprogramma

Het bestaan van een gepast toekomstig kader voor ten eerste reglementair toezicht en controles aangevuld met door de exploitant uitgevoerde controles, en ten tweede toekomstige periodieke veiligheidsherzieningen, waarbij dit alles ingebed is in een blijvend lokaal maatschappelijk draagvlak.


Deel C: Gedetailleerde technische samenvatting


6 Uitgebreide samenvatting van veiligheidsargumenten

De structuur van het veiligheidsrapport niveau 2 biedt één perspectief op de veiligheid, namelijk het vastleggen van de bouwstenen voor het ontwerp, de veiligheidsevaluaties en de operationele condities om bij exploitatie de veiligheid van de bergingsinstallatie te garanderen. Deze structuur biedt dus inzicht in drie meta-processen. Ten eerste het bepalen van het ontwerp op basis van de context en de wetenschappelijke kennisbasis. Ten tweede de kwantitatieve veiligheidsevaluaties op basis van de context, het ontwerp en de wetenschappelijke kennisbasis. Ten derde het vastleggen van de operationele condities, op basis van het ontwerp en de veiligheidsevaluaties.

Deze structuur benadrukt echter enigszins onvoldoende een veiligheidsargumentatie zoals gebaseerd op de inter-nationale notie van een veiligheidsdossier (safety case) 5. Zoals vermeld in voorgaande paragraaf 2.1, is een vei-ligheidsdossier de integratie van argumenten die de veiligheid en het vertrouwen in deze veiligheid onderbouwen en waar mogelijk kwantificeren.

Het veiligheidsrapport zal zowel gebruikt worden om de drie meta-processen van vastleggen van ontwerp, vei-ligheidsevaluaties en operationele condities te analyseren, als om de volledigheid van de veiligheidsargumentatie na te gaan.

Om tegemoet te komen aan de twee complementaire benaderingen om de documentatie voor vergunningsaan-vraag te gebruiken, en om bijkomend inzicht te verschaffen in de complexe reeks activiteiten en beslissingen die nodig zijn geweest om de huidige vergunningsaanvraag te ondersteunen, omvat het huidige veiligheidsdossier twee complementaire onderdelen:

1) Een eerste onderdeel is dit Hoofdstuk 6. Hierin wordt de structuur gebaseerd op veiligheidsargumenten die het veiligheidsdossier ondersteunen.

2) Een tweede onderdeel is het bijhorende rapport NIROND-TR 2012-17 N “Synthese van het veiligheidsrap-port voor de oppervlaktebergingsinrichting van categorie A-afval in Dessel”. Daarin wordt de structuur ge-baseerd op de hoofdstukken van de het veiligheidsrapport niveau 2, dus de 17 hoofdstukken waarvan de op-bouw inzicht biedt in de drie meta-processen van bepalen van het ontwerp, van veiligheidsevaluaties en van vastleggen van de operationele condities.

5 De internationale peer review onder de auspiciën van de NEA van het NIRAS SAFIR 2 rapport over het Belgische O&O-programma met betrekking tot diepe berging van hoogactief en langlevend afval, gepubliceerd einde 2001, maakte de opmerking dat een inhouds-opgave voor een veiligheidsrapport niet noodzakelijkerwijs de beste structuur is om een “veiligheidsdossier” rond te bouwen op een transparante en gebruiksvriendelijke manier [R-2].


De belangrijkste veiligheidsargumenten zijn gestructureerd rond de volgende centrale verklaring:

De verschillende elementen van de centrale verklaring worden verder uitgewerkt in de volgende subparagrafen 6.1-6.7. Deze uitwerking vormt een uitdieping van de algemene samenvatting uit vorig Hoofdstuk 5, en zal daar-om gedeeltelijk overlappende informatie bevatten in vergelijking met Hoofdstuk 5 (zie ook leeswijzer uit vorige paragraaf 1.2).

De opgebouwde argumentatie in voorliggend Hoofdstuk 6 reikt meerdere lijnen van argumentatie aan en past verschillende complementaire benaderingen toe om de langetermijn veiligheid van de berging in Dessel te eva-lueren en er vertrouwen in op te bouwen. De brede reeks gepresenteerde argumenten, de kwaliteit en de zorgvul-dige opbouw van deze argumenten en de diversiteit van de gebruikte argumenten maken dat alle argumenten samen het vertrouwen in de langetermijn veiligheid van de berging voor categorie A afval in Dessel ondersteu-nen, eerder dan dat enkele argumenten en redeneringen op zichzelf staan.

In de huidige programmastap van het bergingsprogramma voor categorie A afval

zijn binnen het geïntegreerd project en het veiligheidsbeleid van NIRAS

een veiligheidsstrategie en een veiligheidsconcept ontwikkeld.

Deze strategie en concept hebben geleid tot een voorgestelde

oppervlakteberging voor categorie A-afval te Dessel

die is geoptimaliseerd,

waarvan de realisatie en exploitatie uitvoerbaar is,

en die robuust en veilig is.

Het bergingsprogramma voor categorie A afval is klaar voor de volgende programmastappen.


6.1 De huidige programmastap is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext

De volgende paragrafen presenteren deze meer contextuele argumenten gedetailleerder. De informatie in deze paragrafen steunt op hoofdstukken 1 en 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-1] [HS-2].

6.1.1 Het beheer van radioactieve afvalstoffen in België is wettelijk vastgelegd en vormt een beproefde technologie

Voor een verantwoord en veilig beheer van het radioactief afval dient een nationaal beleid en een nationaal kader vastgelegd te zijn (Europese Richtlijn 2011/70/Euratom, IAEA standaarden). De Belgische overheid heeft het beheer van radioactieve afvalstoffen toevertrouwd aan een overheidsinstelling: NIRAS werd opgericht door de wet van 8 augustus 1980 als een openbare instelling die verantwoordelijk is voor het beheer van al de radioactie-ve afvalstoffen op het Belgisch grondgebied. De taken en de werkwijze van NIRAS worden voornamelijk be-paald door het Koninklijk Besluit van 30 maart 1981 en aangevuld door het Koninklijk Besluit van 16 oktober 1991. Er zijn nog andere ondersteunende wetten en besluiten die in aanmerking moeten worden genomen, waar-onder het Koninklijk Besluit van 18 november 2002 houdende de regeling van de erkenning van uitrustingen bestemd voor de opslag, verwerking en conditionering van radioactief afval. Een overzicht van de taken van NIRAS werd al behandeld in voorgaande paragraaf 3.8 van dit document.

Alle beheerstappen van radioactief afval voorafgaand aan de berging zijn sinds geruime tijd industriële en ver-gunde praktijken gestoeld op beproefde technologieën en methodologieën. De goedkeuring door de bevoegde federale minister van de algemene regels voor de acceptatie van geconditioneerde en niet-geconditioneerde af-valstoffen in 1999 was een mijlpaal bij het volledig uitrollen van het drieledige acceptatiesysteem bestaande uit: 1) Het specifiëren van afvalacceptatiecriteria voor geconditioneerd en niet-geconditioneerd afval nodig voor

een verder veilig beheer van de volgende afvalbeheerstappen.

De huidige programmastap van het NIRAS bergingsprogramma voor categorie A is gekaderd in een duidelijk vastgelegde beslissingscontext die technische en maatschappelijke aspecten succesvol integreert.

Deze stelling wordt verder ondersteund door volgende argumenten: 1. Het beheer van radioactieve afvalstoffen in België is wettelijk vastgelegd en vormt een be-

proefde technologie. 2. De beslissing om de oppervlakteberging in Dessel te selecteren was weloverwogen en

maatschappelijk gedragen. 3. NIRAS heeft de oppervlakteberging ontwikkeld in termen van veiligheid, omkeerbaarheid

en controleerbaarheid, zoals bepaald door de Federale Regering. 4. Om het lokaal maatschappelijk draagvlak voor de berging van categorie A afval te bestendi-

gen, heeft NIRAS de lokale partnerschappen STORA (Dessel) en MONA (Mol) behouden, die opgericht waren tijdens de vorige voorontwerpfase.

5. De huidige vergunningsaanvraag vormt het startpunt van een wettelijk afgelijnd proces van stapsgewijze vergunningen en periodieke veiligheidsherzieningen.

6. NIRAS heeft in dit veiligheidsdossier alle elementen ontwikkeld nodig voor de eerste stap, de oprichtings- en exploitatievergunning.


2) Het erkennen van systemen voor opslag, verwerking en conditionering van afval en van methodologieën en desgevallend meetinstallaties en –methodes voor de radiologische karakterisering van het afval, alsook de regelmatige opvolging en auditering bij de exploitanten om te garanderen dat de erkenningsdossiers goed worden nageleefd in de praktijk.

3) Het accepteren van afval na analyse dat aan de afvalacceptatiecriteria voldaan is.

De verschillende stappen, verificaties en audits die NIRAS binnen dit acceptatiesysteem uitvoert werden samen-gevat in voorgaande paragraaf 3.8.1. Een overzicht van het acceptatiesysteem wordt gegeven in Hoofdstuk 6 van het Niveau 2 Veiligheidsrapport [HS-6].

Het proactief ontwikkelde en geïmplementeerde acceptatiesysteem voor radioactief afval houdt rekening met de volledige keten van de afvalproductie tot en met een referentie oplossing voor het langetermijn beheer van het afval. Voor het categorie A afval zal de referentie oplossing van een generiek ontwerp van oppervlaktebergings-installatie vertaald worden naar een definitieve oplossing, op basis van de oprichtings- en exploitatievergunning voor de oppervlaktebergingsinrichting te Dessel.

Wanneer NIRAS alle vereiste vergunningen voor de bergingsinrichting van categorie A afval te Dessel zal ver-kregen hebben, kan NIRAS de specifieke kenmerken van de oppervlaktebergingsinstallaties te Dessel integreren in haar acceptatiesysteem voor afval door rekening te houden met de vergunningsvoorwaarden en andere eisen voortvloeiend uit de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel.

6.1.2 De beslissing om de oppervlakteberging te Dessel te selecteren was weloverwogen en maatschappelijk gedragen

De activiteiten die NIRAS sinds 1985 ondernam, en de beleidsbeslissingen van de Federale Regering met be-trekking tot het langetermijnbeheer van categorie A afval, resulteren nu in een vergunningsaanvraag voor een oppervlakteberging te Dessel.

Een belangrijk element van dit proces is de beleidsbeslissing van 23 juni 2006 van de Federale Regering, om het langetermijnbeheer van categorie A afval in de praktijk te realiseren door middel van een oppervlakteberging in de gemeente Dessel.

De verschillende activiteiten en beslissingen die hebben geleid tot de genomen beslissing in 2006 getuigen dat de beslissing om de oppervlakteberging in Dessel te selecteren weloverwogen en maatschappelijk gedragen was.

De basisprincipes voor de geschiktheid van sites voor oppervlakteberging zijn gedurende dit volledige proces sinds 1985 fundamenteel dezelfde gebleven, te weten: (1) het niet optreden van overstromingen die de inslui-tingscapaciteit van de berging kunnen aantasten, (2) een voldoende grondmechanische stabiliteit, (3) een beperk-te seismische activiteit, (4) het vermijden van zones waar effectieve of potentiële exploitatie van natuurlijke rijk-dommen de insluitingscapaciteit van de berging kunnen aantasten en (5) ten slotte een hydrogeologie die nauwkeurig te karakteriseren en modelleren is.

Dit langdurige proces liet ook toe om al een zekere mate van strategische en concept optimalisatie uit te voeren, rekening houdende met specifieke karakteristieken van de site, vereisten qua alertheid van monitoring en de mo-gelijkheid tot terugneembaarheid.


Om dit te staven wordt hieronder de algemene informatie uit voorgaande paragraaf 3.7 verder gedetailleerd.

Periode 1985–1998: De verkennende studiefase waarin de bergingsconcepten en de wetenschappelijke ken-nis voor landberging geleidelijk aan werden ontwikkeld, maar een maatschappelijk draagvlak ontbrak, in het bijzonder voor de selectie van een site. ► Periode 1985–1990: Drie opties die voor het langetermijnbeheer van categorie A afval werden vergele-

ken, met name: oppervlakteberging, het gebruik van voormalige kolenmijnen en geologische berging. Op basis van deze vergelijking besliste NIRAS, in overleg met haar voogdijminister, haar werkzaamhe-den te richten op de studie van oppervlakteberging.

► Periode 1990–1993: De technische haalbaarheid van een generiek oppervlaktebergingsconcept werd ge-evalueerd en 98 potentieel gunstige sites voor de vestiging van het generiek concept werden geïdentifi-ceerd. De lijst met de 98 sites werd echter unaniem verworpen door de betrokken gemeenten.

► Periode 1995–1998: De regering gelastte NIRAS een onderzoek uit te voeren naar mogelijke alternatie-ve opties voor oppervlakteberging, dat wil zeggen langetermijnopslag, oppervlakteberging en geolo-gische berging.

Beslissing 1998: Op 16 januari 1998 koos de Federale Regering, op basis van ethische overwegingen, een oplossing voor het langetermijnbeheer die definitief is of definitief kan worden, namelijk berging. De be-leidsbeslissing omvatte volgende randvoorwaarden voor verdere studies door NIRAS: ► Zowel de opties oppervlakteberging als geologische berging moeten worden onderzocht.

► De veiligheid van de voorgestelde bergingsoplossingen moet worden gewaarborgd.

► Bergingsoplossingen moeten stapsgewijs, flexibel en omkeerbaar zijn. Een oppervlakteberging moet ook bijzondere aandacht geven aan de controleerbaarheid. Speciale aandacht moet worden besteed aan studies van de uitvoerbaarheid en de kosten voor geologische berging.

► De studies moeten worden beperkt tot de bestaande nucleaire zones en sites waar de lokale overheid in-teresse betoont.

► Het project moet op lokaal niveau geïntegreerd worden met passende beheer- en overlegstructuren.

► NIRAS moet nauw samenwerken met de veiligheidsautoriteiten, in het bijzonder met het Federaal Agentschap voor Nucleaire Controle (FANC), voor alle aspecten die verband houden de veiligheid van de installaties en de bescherming van het leefmilieu.

Periode 1998–midden 2006: De voorontwerpfase waarin zowel maatschappelijke als technische aspecten werden behandeld. ► NIRAS veranderde de werkwijze voor de siteselectie van het kiezen van een site voor een vast generiek

bergingsconcept naar het voorafgaandelijk al gedeeltelijk optimaliseren en aanpassen van de technische barrières van het bergingsconcept aan de karakteristieken van de site en het beoordelen van de ge-schiktheid van mogelijke bergingssites vanuit het systeem “concept + site” in zijn geheel (zie ook ka-derstuk in voorgaande paragraaf 3.5). Het basisconcept voor de berging werd dus op een aantal punten a priori reeds versterkt rekening houdend met de site karakteristieken. Gedurende dit proces bleven de ba-sisprincipes van siteselectie behouden. Ook moeten bij alle mogelijke werkwijzen voor siteselectie, de gekozen werkzones finaal bevestigd worden met behulp van veiligheidsevaluaties van het systeem “concept + site”.

► Een innovatieve methodologie van partnerschappen tussen belangstellende gemeenten en NIRAS werd toegepast. De partnerschappen werden georganiseerd, zodat ze de lokale gemeenschappen op represen-tatieve wijze vertegenwoordigden en konden functioneren als transparante, open en onafhankelijke lo-kale discussie- en werkplatforms. De gemeenteraad zou echter het laatste woord hebben bij het accepte-


ren of het weigeren van het voorstel. Doorheen dit samenwerkingsproces bleef NIRAS als enige ver-antwoordelijk voor de voorgestelde berging en de uitvoerbaarheid en veiligheid ervan.

► De gemeenten Beveren (voor de nucleaire zone Doel) en Huy (voor de nucleaire zone Tihange) wensten niet in te stappen in de voorgestelde samenwerking. De gemeenten Mol, Dessel, Fleurus en Farciennes toonden snel hun interesse. De interesse leidde tot de oprichting van drie partnerschappen tussen NIRAS en deze gemeenten: STOLA-Dessel (Dessel), MONA (Mol) en PaLoFF (Fleurus en Farciennes).

Zowel STOLA-Dessel als MONA ontwikkelden een voorontwerp voor oppervlakteberging en geo-logische berging waarin voldaan werd aan de voorwaarden voor uitvoerbaarheid, stapsgewijs ka-rakter, flexibiliteit, omkeerbaarheid en controleerbaarheid. In 2005 stemden de gemeenteraden van Dessel en Mol in met het voorstel dat ontwikkeld was door het partnerschap. NIRAS maakte de ge-integreerde voorstellen van de partnerschappen STOLA-Dessel en MONA over aan de bevoegde minister. Hierna bleven de partnerschappen bestaan. MONA bleef onder dezelfde naam verder werken, STOLA-Dessel werd omgedoopt tot STORA.

In 2006 verwierp de gemeenteraad van Fleurus het voorstel van PaLoFF. ► NIRAS heeft in 1999 besprekingen met betrekking tot de berging van categorie A afval gestart met het

FANC. Het FANC, haar technische ondersteuningsorganisatie AVN (nu BEL-V) en de bevoegde regio-nale instanties hebben in de periode 1999-2004 de studies en de ontwikkelingen van het bergingscon-cept, de site en de radiologische veiligheid en milieu-evaluaties geanalyseerd en met NIRAS besproken. Tijdens dit proces maakten ze geen opmerkingen die de radiologische veiligheid en de milieueffecten van de voorontwerpen van STOLA-Dessel en MONA fundamenteel in vraag stelden.

► In 2006 diende NIRAS een eindrapport in voor de periode 1985-2006 met het verzoek aan de Federale Regering om een beslissing te nemen over de voortzetting van het categorie A bergingsprogramma.

Beslissing 2006: De geïntegreerde voorstellen van de partnerschappen STOLA-Dessel en MONA en het concluderende rapport van NIRAS werden behandeld in de Ministerraad van de Federale Regering. Op 23 juni 2006 besliste de Federale Regering om: ► Het voorstel voor de oppervlakteberging van STOLA-Dessel als de oplossing voor het langetermijnbe-

heer van categorie A afval in België te selecteren. ► De verdere ontwikkeling van het geïntegreerde bergingsproject aan NIRAS toe te vertrouwen. ► De directeur-generaal van NIRAS volmacht te geven om met alle betrokken partijen te onderhandelen

teneinde tot een bindende overeenkomst te komen voor de uitvoering van de bijbehorende voorwaarden. Op 23 juni 2006, gaf de Federale Regering verder ook de volgende opdrachten aan NIRAS: ► Het participatieve proces in stand te houden, in eerste instantie met de gemeente Dessel die gekozen

werd als de plaats voor de berging en daardoor de eerste onderhandelingspartner is, maar ook met de gemeente Mol.

► De ontwikkeling van het geïntegreerd bergingsproject voort te zetten. ► Voorstellen te maken voor een wettelijk en regelgevend kader om de juridische zekerheid van het geïn-

tegreerd project te verzekeren, inzonderheid wat betreft de financieringsmodaliteiten van de bijbehoren-de voorwaarden.

Op 23 juni 2006, gaf de Federale Regering ten slotte de volgende opdrachten aan het FANC: ► Een vergunningsprocedure uit te werken die aangepast is aan het specifieke karakter van een berging

voor radioactief afval. ► Aan NIRAS de elementen mee te delen die het nodig acht om over te gaan tot de veiligheidsevaluaties. ► Aan de regering de modaliteiten voorleggen die het denkt te moeten invoeren om de tussenkomst te or-

ganiseren van de regionale instanties, bevoegd voor de milieueffectstudies.


► Over te gaan tot een formele en met bewijsstukken gestaafde opvolging van de werkzaamheden van NIRAS en tot een systematische analyse van de aandachtspunten met betrekking tot de veiligheid van het gekozen geïntegreerd bergingsproject.

6.1.3 De berging is veilig, omkeerbaar en controleerbaar zoals bepaald door de Federale Regering

Tijdens de voorontwerpfase ontwikkelden NIRAS en STOLA-Dessel een voorontwerp van bergingsconcept dat veilig, stapsgewijs, flexibel en omkeerbaar is en ook controleerbaar is zoals bepaald door de Federale Regering in haar beslissing van 1998.

Het stapsgewijs karakter van het bergingsproject zal worden verankerd in een stapsgewijs vergunningspro-ces dat door de regelgevende overheid uitgewerkt dient te worden.

Flexibiliteit, waardoor de mogelijkheid bestaat de bergingsinstallatie bij te sturen door nieuwe kennis in te brengen, is voor het voorontwerp van STOLA-Dessel in de praktijk gebracht door onder meer het voorzien van: (1) een modulair bergingsconcept, (2) modules die verschillende afmetingen van afval kunnen bergen, (3) een testopstelling van de afdekking, (4) een gefaseerde constructie van de berging met twee tumuli die in de tijd gespreid gerealiseerd worden.

De omkeerbaarheid van het STOLA-Dessel voorontwerp zit vervat (1) in het concept van de monolieten die men gemakkelijk kan terugnemen en gedurende lange tijd intact kan manipuleren en vervoeren en (2) in het inbrengen van een grindlaag in plaats van mortel voor het opvullen van de holten die in de modules over-blijven nadat het afval werd geplaatst. Dit vergemakkelijkt het terugnemen van het afval indien toekomstige generaties dit zouden wensen te doen.

Vergeleken met het generieke bergingsconcept in de verkennende studiefase, werd voor het STOLA-Dessel voorontwerp de controleerbaarheid verbeterd door de invoering van metingen in de onmiddellijke nabijheid van het afval. Dit door middel van (1) een drainagesysteem in de bergingsmodules en (2) de inspectieruim-ten onder het afval.

De verdere ontwikkeling van het bergingsconcept werd gebaseerd op het STOLA-Dessel voorontwerp, zoals vereist door de Federale Regering in haar beslissing van 2006. Hierdoor bleven de voorwaarden van de Federale Regering uit 1998 ingevuld. Daar komt nog bij dat de belangrijkste aspecten van veiligheid en flexibiliteit verder geoptimaliseerd werden tijdens projectfase.

Veiligheid werd ten opzichte van het STOLA-Dessel voorontwerp verder geoptimaliseerd door onder meer (1) een extra vezelversterkte topplaat bovenop de modules toe te voegen, (2) afschermingsplaten op de mo-nolieten te voorzien tijdens de plaatsing van het afval in de modules, (3) de hoogte van de inspectieruimten te verlagen en (4) het aantal kolommen in de inspectieruimte te verhogen. Een meer gedetailleerd overzicht van de optimalisatiemaatregelen wordt gegeven verder in paragraaf 6.5.2.

Flexibiliteit werd ten opzichte van het STOLA-Dessel voorontwerp verder uitgewerkt door onder meer (1) te voorzien in verschillende soorten monolieten, (2) de constructie van de modules binnen een tumulus te spreiden in de tijd. Bovendien zal het onderzoek-, ontwikkelingen demonstratieprogramma verder gezet worden na de vergunning tot oprichting en exploitatie, zodat flexibiliteit tijdens constructie en exploitatie kan bijdragen aan een verdere optimalisatie van de bescherming.


6.1.4 Om het lokaal maatschappelijk draagvlak te bestendigen NIRAS heeft de partnerschappen STORA (Dessel) en MONA (Mol) behouden

De integratie van technische en maatschappelijke aspecten blijft de hoeksteen voor het bergingsproject voor het categorie A afval (cAt-project). De lokale partnerschappen STORA (Dessel) en MONA (Mol), opgericht tijdens de vorige voorontwerpfase, werden tijdens de projectfase behouden.

De participatie van de lokale gemeenschappen in de ontwikkeling en de implementatie van de berging voor cate-gorie A zal worden behouden in de toekomst. Deze deelname kan helpen om de maatschappelijke factoren in het radiologische optimalisatieproces te verzekeren, en kan helpen om het risico te verminderen van erosie van het maatschappelijk draagvlak. Bovendien zorgen participatie en inbedding van de berging in de lokale gemeen-schappen ervoor dat de lokale kennis over langere tijdschalen behouden blijft en telkens weer op volgende gene-raties overgedragen wordt.

In dit verband is het belangrijk het fonds op middellange termijn te vermelden, opgericht door de Wet van 29 december 2010 en het Koninklijk Besluit van 03 juli 2012. Dit fonds zorgt voor de financiering van de cAt-projectcomponenten die vereist zijn voor het behoud van het maatschappelijk draagvlak voor de berging van categorie A afval in Dessel en die niet worden gedekt door bestaande mechanismen.

6.1.5 De huidige vergunningsaanvraag vormt het startpunt van een wettelijk afgelijnd proces van stapsgewijze vergunningen en periodieke veiligheidsherzieningen

De verschillende opdrachten die de Federale Regering op 23 juni 2006 aan het FANC gaf (paragraaf 6.1.2) be-troffen onder andere (1) het uitwerken van een vergunningsprocedure, (2) aan NIRAS de elementen meedelen die het FANC nodig acht om over te gaan tot de veiligheidsevaluaties en (3) aan de regering de modaliteiten voorleggen voor de tussenkomst van de regionale instanties bevoegd voor de milieueffectstudies. Deze elemen-ten worden in onderstaande subparagrafen kort besproken.

De opdracht van de regering aan het FANC om over te gaan tot een op bewijzen gebaseerde opvolging van de werkzaamheden van NIRAS en een systematische analyse van de aandachtspunten wordt besproken in de verde-re paragraaf 6.2.1.2.

6.1.5.1 Vergunningsprocedure

Het FANC heeft tijdens de periode 2006-2012 een voorstel van vergunningsprocedure ontwikkeld die aangepast is aan de specifieke aard van een bergingsproject voor radioactief afval. Dat wil zeggen een stapsgewijze ver-gunningsprocedure die een stapsgewijze realisatie van de berging toestaat, en ook periodieke veiligheidsherzie-ningen vereist. Met periodieke veiligheidsherzieningen evalueert men dat de installatie nog steeds veilig functio-neert en onderzoekt men mogelijke verbeteringen van de veiligheid zodat de activiteiten, uitgevoerd tijdens toekomstige fasen, kunnen worden bijgestuurd en/of verder geoptimaliseerd.

Het voorstel van vergunningsprocedure voorziet een stapsgewijs vergunningsproces met een belangrijke eerste oprichtings- en exploitatievergunning en specifieke regelgevende bevestigingen en vergunningen in functie van de verschillende fasen in de levensduur van de bergingsinstallatie, zoals schematisch weergegeven in Figuur 31. Op het einde van dit proces zal er een volledig uitgevoerde passieve berging zijn die de veiligheidsdoelstellingen en de strategische veiligheidsoriëntaties invult.


2013

Veiligheids-dossier voor aanvraag tot oprichtings-

en exploitatie-vergunning

Vergunning

Oprichtingen

exploitatie

T0Bevestiging

Oprichtingen

exploitatie

T0 + 50 jaar

Plaatsen van afdekking en

start van post-operationelemonitoring

T0 + 95 jaar

Start van sluiting

T0 + 100 jaar

Einde van sluiting

T0 + 350 jaar

Einde vannucleaire

reglementairecontrole

Project-fase

Vergunnings-proces

Constructie-fase

Exploitatie-fase

Sluitings-fase

Nucleaire reglemen-taire controlefase

Phase

Figuur 31: Illustratie van de belangrijkste fasen van de berging, de verschillende vergunningsstappen voorzien door het FANC en een actuele inschatting door NIRAS van de mogelijke duur van de verschil-lende fasen.

Figuur 31 geeft ook de huidige indicatieve raming van NIRAS van de mogelijke duur van de verschillende fasen van de berging.

Tot het ogenblik waarop een specifieke vergunningsprocedure voor bergingsinstallaties als Koninklijk Besluit afgekondigd wordt, kan de vergunning tot oprichting en exploitatie van de bergingsinrichting aangevraagd wor-den conform het algemene vergunningsstelsel van de inrichtingen van klasse I uit artikel 6 van het ARBIS.

6.1.5.2 Elementen om over te gaan tot de veiligheidsevaluaties van het bergingsproject

Om aan NIRAS de elementen mee te delen die het FANC nodig acht om over te gaan tot de veiligheidsevaluaties zoals gevraagd door de regeringsbeslissing van 23 juni 2006, heeft het FANC tijdens de periode 2006-2012 ver-schillende leidraden opgesteld en aan NIRAS toegestuurd.

De leidraden behandelen de volgende onderwerpen: principes voor de berging van radioactief afval, de veilig-heidsprincipes voor oppervlakteberging, operationele stralingsbescherming, stralingsbescherming op lange ter-mijn, menselijke intrusie, hydrogeologie, biosfeer, gebeurtenissen van externe oorsprong, aardbevingen en nu-cleaire beveiliging.

Bij het uitvoeren van de formele veiligheidsevaluaties in de periode 2009-2011 heeft NIRAS rekening gehouden met de op dat ogenblik beschikbare leidraden.

NIRAS heeft ook het Koninklijk Besluit van 30 november 2011 toegepast.

6.1.5.3 Tussenkomst van regionale instanties die bevoegd zijn voor milieueffectstudies

In 2010 hebben het FANC en de betrokken federale en regionale instanties een ontwerp van een samenwerkings-akkoord tussen de federale staat en het Vlaamse Gewest opgesteld met als onderwerpen: het milieueffect rappor-tage (MER), de vergunningverlening en de inspectie en handhaving van nucleaire installaties. Dat voorstel tot


samenwerkingsovereenkomst werd in september 2010 overgemaakt aan de bevoegde federale en regionale mi-nisters voor uitvoering. De overeenkomst is tot op heden niet gesloten.

In 2010 hebben het FANC en de betrokken federale en regionale instanties een protocol opgesteld voor het vast-leggen van de praktische bepalingen voor de samenwerking tussen het FANC en de regionale overheden over het milieueffectenrapport van nucleaire installaties. Dit protocol is ondertekend door de bevoegde federale en regio-nale minister op 12 augustus 2010.

In het kader van de oprichting en uitbatingsvergunning, is een MER voor de berging ingediend samen met het huidige veiligheidsrapport. In de eerste helft van 2011, heeft NIRAS een kennisgevingsdossier voor de project MER van de bergingsinrichting bij de regionale instanties ingediend, conform de geldende regionale wetgeving. Een overlegprocedure is vervolgens georganiseerd met de gemeenten Mol, Dessel, Geel, Retie en Kasterlee en adviezen werden verkregen van de administraties en openbare besturen. In de formulering van de adviezen is het samenwerkingsprotocol tussen het FANC en de regionale instanties uitgevoerd. De richtlijnen voor het opstellen van de project-MER werden door de Vlaamse administratie LNE aan NIRAS op 15 juli 2011 toegestuurd. Deze richtlijnen maakten het mogelijk voor NIRAS en haar contractanten om de MER op te stellen.

6.1.6 NIRAS heeft alle elementen ontwikkeld nodig voor de eerste stap, de oprichtings- en exploitatievergunning

Dit veiligheidsrapport ondersteunt de vergunningsaanvraag van NIRAS voor het verkrijgen van de oprichtings- en exploitatievergunning om de constructiefase van de berging te starten. Dit veiligheidsrapport is ontwikkeld met de graad van detail nodig voor de vergunningsaanvraag voor de oprichting en exploitatie.

De nadruk van deze eerste vergunning ligt op de ‘oprichting’ van de berging, dat wil zeggen de eerste fase van constructie. Daarom wordt een volledige beschrijving gegeven van het ontwerp en van de constructie van de systemen, structuren en componenten van de berging die tijdens de eerste fase van constructie gerealiseerd zul-len worden.

De oppervlakteberging in Dessel is ontworpen om alle huidige en huidig voorziene categorie A afval veilig te bergen. Hierbij is de veiligheidsdoelstelling om mens en milieu nu en in de toekomst te beschermen, zonder on-nodige lasten door te schuiven naar toekomstige generaties. Dit brengt met zich mee dat een fundamentele doel-stelling van de berging de langetermijn veiligheid is. Langetermijn veiligheid hangt onder andere af van de tech-nische barrières die gebouwd zijn tijdens de constructiefase. Langetermijn veiligheid is bijgevolg een essentieel onderdeel van de aanvraag tot oprichtings- en exploitatievergunning.

Omwille hiervan ligt de hoofdfocus van het veiligheidsrapport bij de algemene veiligheidsprincipes en veilig-heidsdoelstellingen, de ontwikkeling en beschrijving van het ontwerp en de realisatie en de analyse van de radio-logische veiligheid. Aspecten verbonden met de exploitatie zijn gepreciseerd tot een niveau nodig ter bevestiging dat een adequaat kader bestaat om werkprocedures uit te werken voor de start van de exploitatiefase en om toe-komstige operaties veilig te kunnen laten verlopen zonder negatieve invloed op de langetermijn veiligheid. Al-leen de hoofdlijnen worden gegeven van (1) de latere plaatsing van de afdekking na ongeveer 50 jaar exploitatie, (2) de sluitingswerkzaamheden na ongeveer 100 jaar (3) de maatregelen na sluiting. Deze aspecten zullen verder worden uitgewerkt in de veiligheidsherzieningen en de latere bevestigingsvergunningen (zie Figuur 31).

Belangrijke onderdelen van voorliggend veiligheidsrapport zijn dus de veiligheidsprincipes (Hoofdstuk 2 van niveau 2 [HS-2]), het ontwerp en de constructie van de bergingsinstallatie (Hoofdstuk 5, 7, en 8 van niveau 2


[HS-5, HS-7, HS-8]) en de langetermijn veiligheid van de bergingsinstallatie (Hoofdstuk 14 van niveau 2 [HS-14]). De uitwerking van deze onderwerpen is gebaseerd op de context (Hoofdstuk 1 en 2 van niveau 2 [HS-1, HS-2]), het beheersysteem tijdens ontwikkeling en constructie (Hoofdstuk 3 [HS-3]) en de kennis van de site (Hoofdstuk 4 [HS-4]), de fenomenologie van de technische barrières (Hoofdstuk 5 [HS-5]) en het afval (Hoofd-stuk 6 [HS-6]).

Het veiligheidsrapport geeft ook een overzicht van alle andere aspecten van implementatie zoals (1) het beheer-systeem tijdens en na exploitatie (Hoofdstuk 3 [HS-3]), (2) de exploitatie van de bergingsinstallatie (Hoofdstuk 9 van niveau 2 [HS-9]), (3) het aanbrengen van de afdekking (Hoofdstuk 8 van niveau 2 [HS-8]), (4) de sluiting van de bergingsinstallatie (Hoofdstuk 10 van niveau 2 [HS-10]), (5) maatregelen na sluiting (Hoofdstuk 11 van niveau 2 [HS-11]) en (6) de operationele veiligheid (Hoofdstuk 12 en 13 van niveau 2 [HS-12, HS-13]).

Het veiligheidsrapport bevat eveneens de vertaling van de resultaten van de veiligheidsevaluaties in operationele condities voor exploitatie: de conformiteitscriteria voor het afval (Hoofdstuk 15 van niveau 2 [HS-15]), de moni-toring (Hoofdstuk 16 van niveau 2 [HS-16]) en de technische specificaties voor de exploitatie van de bergingsin-stallatie (Hoofdstuk 17 van niveau 2 [HS-17]).


6.2 NIRAS heeft een passend beheersysteem gedefinieerd en toegepast bij de ontwikkeling van voorliggend veiligheidsdossier

De volgende paragrafen stellen deze argumenten meer in detail voor. De informatie in deze paragrafen steunt op hoofdstukken 1 en 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-1] [HS-2].

Met het geïntegreerd project en de veiligheidsbenadering heeft NIRAS een passend be-heersysteem gedefinieerd en gevolgd voor de ontwikkeling van het veiligheidsdossier.

Deze stelling wordt verder ondersteund door volgende argumenten: 1) NIRAS voert een gestructureerde en constructieve dialoog met stakeholders en de

overheid, wat tot uiting komt in: a) het concept van een geïntegreerd project dat zowel maatschappelijke als techni-

sche aspecten omvat en dat gezamenlijk wordt beheerd door de lokale stakehol-ders en door NIRAS, die als enige verantwoordelijk blijft voor de berging, de uit-voerbaarheid en de veiligheid,

b) de gestructureerde prelicensing interacties tussen NIRAS en de nucleaire veilig-heidsoverheid FANC.

2) NIRAS heeft het project ontwikkeld binnen een integraal kwaliteitszorgsysteem. 3) NIRAS heeft een breed spectrum aan relevante nationale en internationale expertise

samengebracht om de berging te ontwikkelen. 4) De modellen werden uitgebreid gekwalificeerd, geverifieerd en waar mogelijk gevali-

deerd voordat hun resultaten in het veiligheidsdossier werden gebruikt. 5) Het veiligheidsdossier heeft uitgebreide interne en externe peer reviews op verschil-

lende niveaus ondergaan voorafgaand aan de definitieve versie voor de huidige ver-gunningsaanvraag.

6) NIRAS heeft een veiligheidsbeleid gedefinieerd en toegepast met als doel om: a) de ontwikkeling en implementatie van het ontwerp te focussen op veiligheid, b) de veiligheidsevaluaties, het ontwerp en het beheer van de activiteiten te focussen

op de verschillende randvoorwaarden, zoals de reglementaire vereisten, c) over een middel te beschikken om het bergingsprogramma bij te sturen in functie

van de veranderende randvoorwaarden tijdens de verschillende programmastap-pen, terwijl de veiligheidsobjectieven en de veiligheidsoriëntaties van de berging als vaste gegevenheden behouden blijven.


6.2.1 NIRAS voert een gestructureerde en constructieve dialoog met haar stakeholders

6.2.1.1 NIRAS voert een gestructureerde en constructieve dialoog met haar lokale stakeholders in het kader van een geïntegreerd project

Openheid, transparantie en samenwerking zijn van fundamenteel belang voor de realisatie van een veilige opper-vlakteberging te Dessel. Met de oppervlakteberging in Dessel hebben de Federale Regering, NIRAS en de lokale partnerschappen een duidelijke keuze gemaakt voor een geïntegreerd project (zie voorgaande paragraaf 6.1.2). Het kreeg de naam cAt-project wat staat voor het geïntegreerd project voor oppervlakteberging van categorie A afval in Dessel. Het cAt-project is de integratie van technische veiligheid in het bergingsproject met verschillen-de meerwaardeprojecten die een positieve impact hebben op de welvaart en welzijn in de regio, niet alleen van-daag, maar ook in de toekomst.

Alle aspecten van het bergingsproject worden aangestuurd door een stuurgroep bestaande uit leden van NIRAS en van de lokale partnerschappen STORA (Dessel) en MONA (Mol). De burgemeesters van Dessel en Mol heb-ben een adviserende rol in de stuurgroep. NIRAS is als enige verantwoordelijk voor de berging, evenals voor de uitvoerbaarheid en veiligheid van de berging.

De voortgang van de realisatie van het cAt-project wordt ook opgevolgd en begeleid door diverse werkgroepen en een algemene vergadering binnen de partnerschappen MONA en STORA. De werkgroepen en de algemene vergadering bevatten zowel lokale belanghebbenden als NIRAS-personeel. Zij nodigen op regelmatige basis NIRAS-personeel, contractanten en andere deskundigen uit voor besprekingen, het bewaken en begeleiden van de realisatie van het cAt-project en/of meer algemeen voor besprekingen van de nucleaire activiteiten in de regio.

De besprekingen tussen de lokale belanghebbenden en NIRAS in de werkgroepen worden gecoördineerd in maandelijkse projectvergaderingen tussen het NIRAS/cAt-personeel en vertegenwoordigers van het partner-schap. In de projectvergaderingen rapporteert NIRAS in detail over de voortgang van alle verschillende elemen-ten van het cAt-project, zodat de partnerschappen kunnen beslissen over de te behandelen onderwerpen in de partnerschap werkgroepen en algemene vergadering.

Het deel van de bevolking van Mol en Dessel dat niet direct betrokken is bij de partnerschappen MONA en STORA, evenals de bevolking uit de bredere regio en andere belanghebbenden worden bereikt door verschillen-de initiatieven zoals:

Terugkoppeling van de leden van de partnerschappen naar de gemeenschap en de lokale organisaties die zij vertegenwoordigen in het partnerschap.

Regelmatig papieren nieuwsbrieven door MONA, STORA en NIRAS.

Regelmatig digitale nieuwsbrieven door MONA, STORA en NIRAS.

Artikelen en nieuws via de specifieke websites van MONA, STORA en NIRAS (www.monavzw.be ; www.stora.org ; www.niras-cat.be).

Informatiecampagnes en regelmatig georganiseerde opendeurdagen met bezoek aan de site georganiseerd door NIRAS.

Informatie over het beheer van radioactief afval in het bestaande informatiecentrum Isotopolis van NIRAS en Belgoprocess, gelegen nabij site BP1, de NIRAS site Dessel en de NIRAS kantoren in Dessel.


Het realiseren van en communicatie over cAt-deelprojecten met maatschappelijke meerwaarde zoals een testproject 3XG over de opvolging van de gezondheid in Mol, Dessel en de naburige gemeente Retie (http://www.studie3xg.be).

Het testproject DIGICAT dat een digitaal en interactief netwerk is waarin lokale vrijwilligers films maken over Mol en Dessel in het algemeen en ook specifiek over de voortgang van het cAt-project, en dat beschik-baar is via digitale televisie en internet (www.digicat.be).

De realisatie in 2010 van een masterplan voor het cAt-project in Dessel.

Gesprekken met RESOC Kempen, het Regionaal Sociaal Economisch Overlegcomité dat de lokale overhe-den en de sociale partners samenbrengt, en de daaropvolgende opstart in 2011 door NIRAS, STORA, MONA en RESOC Kempen van een regionaal overlegplatform om een bovenlokaal netwerk en een regiona-le steun voor het cAt-project verder uit te bouwen, zodat kansen die het cAt-project en de regio elkaar te bieden hebben kunnen worden gedetecteerd en verder ontwikkeld.

Het cAt-project is onderverdeeld in zeven deelprojecten (zie Figuur 32):

1) Bergingsconcept & veiligheid: dit deelproject omvat de gedetailleerde ontwikkeling van de berging en de veiligheid. Het huidige veiligheidsrapport en de ondersteunende documentatie zijn opgesteld als onderdeel van dit deelproject.

2) Het communicatiecentrum om op een open manier te communiceren over het beheer van radioactief afval en over het cAt-project in het bijzonder. Het communicatiecentrum zal uit drie delen bestaan: een contacten onthaalcentrum; een digitaal en interactief netwerk (cfr. testproject DIGICAT), en een toeristisch en educa-tief doe-centrum rond het thema beheer van radioactief afval.

Figuur 32: De zeven deelprojecten van het cAt-project.


3) Het lokale fonds dat toelaat om meerwaarde voor de bevolking te creëren, niet alleen voor vandaag, maar ook in de nabije en verre toekomst. Belangrijk voor het verder lokaal maatschappelijke draagvlak zijn de wet van 29 december 2010 en het daarop volgend uitvoeringsbesluit van 03 juli 2012, die een fonds op mid-dellange termijn creëren voor de financiering van projectonderdelen die nodig zijn voor het behouden van het maatschappelijk draagvlak voor de categorie A berging in Dessel (zie paragraaf 3.8).

4) Inspraak & participatie vormt een onlosmakelijk onderdeel van het cAt-project. Het zijn de partnerschappen STORA en MONA die de participatie vandaag concreet vorm geven en invullen.

5) Ruimtelijke ordening en mobiliteit. Het cAt-project creëert kansen voor uitbreiding van de ruimtelijke moge-lijkheden voor wonen en werken in de gemeente Dessel.

6) Werkgelegenheid en het behoud van nucleaire knowhow. Behoud van nucleaire knowhow in de regio is van groot belang, en zal in praktijk worden gebracht door middel van een kenniscentrum en een netwerk voor het beheer van radioactief afval. NIRAS streeft naar maximale lokale werkgelegenheid.

7) Veiligheid, milieu en gezondheid. Als onderdeel van het digitaal en interactief netwerk ontwikkelt NIRAS een middel om informatie over veiligheid, milieu en gezondheid in de regio op een transparante en toegan-kelijke manier raadpleegbaar te maken door het publiek. Ook mogelijke verbeteringen van de bestaande noodplanning van de hele nucleaire zone en de optimalisatie van communicatie naar de lokale belangheb-benden bij noodplanning worden verder onderzocht. Ten slotte worden met het testproject 3XG geschikte methoden onderzocht om de gezondheid van de lokale bevolking op te volgen.

De samenhang tussen deze deelprojecten, zowel op organisatorisch vlak als op het terrein, is van essentieel be-lang; het waarborgt het geïntegreerde karakter van het cAt-project. In 2010 werd een masterplan voor het cAt-project in Dessel opgesteld [R-3], met als doel het uiteenzetten van de visie voor het cAt-project zoals deze ge-deeld wordt door NIRAS, STORA en MONA. Het masterplan richt zich op het informeren van een breed pu-bliek over het cAt-project: de lokale stakeholders, waaronder de betrokken gemeentelijke overheden, afvalpro-ducenten, vergunningverlenende instanties, de nucleaire bedrijven in de regio Dessel-Mol ...

6.2.1.2 NIRAS heeft een gestructureerde prelicensing dialoog met het FANC gevoerd

Nucleaire veiligheid en beveiliging van de berging alsook de bescherming van de bevolking, werknemers en het leefmilieu tegen ioniserende straling zijn voor alle betrokken stakeholders in het cAt-project de belangrijkste voorwaarden. In dit kader is het belangrijk geweest om in een vroeg stadium van de ontwikkeling van het ber-gingsconcept, prelicensing interacties te hebben met het Federaal Agentschap voor Nucleaire Controle (FANC), verantwoordelijk voor de vergunningsverlening, inspectie en handhaving van de veiligheid, beveiliging en be-scherming tegen ioniserende straling.

Tijdens de voorontwerpfase werden in 1999 door NIRAS interacties opgestart met het FANC, ter uitvoering van de regeringsbeslissing van 16 januari 1998 (zie voorgaande paragraaf 6.1.2). Er waren tijdens de voorontwerpfa-se ook interacties tussen enerzijds het FANC en haar technische ondersteuningsorganisatie AVN (nu BEL-V) en anderzijds de partnerschappen MONA en STOLA-Dessel. En onder meer op vraag van de werkgroep Veiligheid binnen STOLA-Dessel installeerde het FANC in 2001 een lokaal aanspreekpunt in Dessel. Deze elementen lie-ten toe om het FANC reeds in een vroeg stadium te raadplegen bij de fundamentele conceptkeuzes. De raadple-gingen met het FANC tijdens de voorontwerpfase gaven geen aanleiding tot opmerkingen die de radiologische


veiligheid en de milieueffecten van de voorontwerpen van STOLA-Dessel en MONA fundamenteel in vraag stelden. De voorontwerpen van STOLA-Dessel en MONA en hun veiligheidsbeoordeling werden samen met een eindrapport van NIRAS voor de periode 1985-2006 aan de regering gerapporteerd in 2006.

Hierna volgde de regeringsbeslissing van 23 juni 2006 die onder meer besliste om het voorontwerp van STOLA-Dessel voor oppervlakteberging te selecteren en de prelicensing interacties tussen NIRAS en het FANC te be-stendigen en verder te formaliseren. Zo heeft de regeringsbeslissing 23 juni 2006 het FANC, naast de ontwikke-ling van aspecten in verband met de vergunning zoals beschreven in voorgaande paragraaf 6.1.5, ook opgedra-gen tot een formele en met bewijsstukken gestaafde opvolging van de werkzaamheden van NIRAS ter voorbereiding van het vergunningsaanvraagdossier, en om de aandachtspunten over de veiligheid van het geko-zen geïntegreerd project te identificeren.

Hiervoor werd in 2007 een overeenkomst gesloten tussen NIRAS en het FANC waarin de belangrijkste te be-spreken onderwerpen en de belangrijkste mijlpalen en te leveren deliverables werden geïdentificeerd. Deze for-mele en gestructureerde opvolging door het FANC bestond uit technische bijeenkomsten, beoordeling van docu-menten en adviezen opgemaakt door het FANC. De structuur en organisatie van het veiligheidsrapport is ook besproken met het FANC.

Het werkprogramma werd uitgevoerd met de volgende organisatie:

Technische interacties tussen deskundigen van het FANC en zijn filiaal BEL-V enerzijds, en van NIRAS en haar contractanten anderzijds. Deze interacties werden beheerd/georganiseerd door contactpersonen bij NIRAS en het FANC. De verslagen van deze vergaderingen, opgesteld door het FANC, documenteren de besprekingen evenals de standpunten en adviezen van het FANC.

Overzicht besprekingen voor planning/beheer van alle lopende technische interacties tussen de contactper-sonen van het FANC en NIRAS voor het categorie A bergingsproject. NIRAS en het FANC hebben afwis-selend de verslagen van deze vergaderingen opgesteld. Ze werden goedgekeurd door beide partijen.

Vergaderingen van een "Contact Commissie" en een "Task Force" tussen de algemene directies van het FANC en NIRAS. Hier werden de strategische punten behandeld, bijvoorbeeld rollen en verantwoordelijk-heden in België voor het beheer van afval met de realisatie van een eerste bergingssite voor radioactief af-val. Ook werden hier de oplossingen van problemen bekrachtigd en werden de technische interacties aange-stuurd. NIRAS en het FANC hebben afwisselend de verslagen van deze vergaderingen opgesteld. Ze werden goedgekeurd door beide partijen.

De formele opvolging van de activiteiten van NIRAS werd georganiseerd in een reeks van thematische mijlpalen (bergingsconcept, veiligheidsstrategie, methodologie van de veiligheidsevaluatie, scenario's en modellen). Voor elk van deze werd een input van NIRAS voorzien bestaande uit documenten. Vervolgens was een discussie peri-ode voorzien. In de periode 2007-2011 zijn ongeveer 50 documenten besproken en 110 vergaderingsverslagen opgesteld.

Voor de systematische analyse van de aandachtspunten met betrekking tot de veiligheid, heeft NIRAS een syn-these gemaakt van alle opmerkingen die het FANC en zijn ondersteunende organisatie AVN (nu BEL-V) had gemaakt op de studies tijdens de voorontwerpfase. Na de presentatie van deze synthese aan het FANC en de ver-duidelijking van een aantal van deze punten op het einde van 2006, heeft NIRAS dit gefinaliseerd onder de vorm van een document dat aan het FANC werd verzonden begin 2007. Dit document lijst de belangrijkste aandachts-punten op samen met de voorgestelde oplossingen voor deze punten in de verschillende studies die NIRAS uit-voert tijdens de projectfase. Na analyse van dit document en van andere documenten, heeft het FANC deze lijst


met aandachtspunten aangevuld met een document dat naar NIRAS werd verzonden in 2007. Deze punten zijn vervolgens opgenomen in de verschillende studies en in de documenten van het veiligheidsdossier in de periode 2008-2012.

6.2.2 NIRAS heeft het project ontwikkeld binnen een integraal kwaliteitszorgsysteem

Het beheer van radioactief afval gebeurt binnen een integraal kwaliteitszorgsysteem, opgezet door NIRAS en ISO9001:2008 gecertificeerd. Interne en externe audits worden regelmatig gehouden en zijn gericht om de per-formanties te verbeteren.

Goedgekeurde kwaliteitsborgingssystemen en procedures zijn van kracht voor de lopende beheeractiviteiten, zoals sitekarakterisatie en monitoring, detailontwerp, afval karakterisatie en de veiligheidsevaluaties. Als nucle-air exploitant van de berging, verbindt NIRAS zich ertoe om zijn kwaliteitszorgsysteem verder te verbeteren en te ontwikkelen in een geïntegreerd beheersysteem dat zal worden toegepast op de categorie A bergingsinrichting. Daarom zullen kwaliteitsborgingsprocedures en -programma’s in zoverre als nodig worden ontwikkeld voor de toekomstige activiteiten, zoals de constructie van de installatie, de exploitatie van de installatie, en de monitoring van de installatie, en deze procedures zullen worden afgestemd met het FANC.

Het beheersysteem wordt beschreven in hoofdstuk 3 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-3].

NIRAS coördineerde het ontwerp, de veiligheidsevaluatie en ondersteunende studies voor deze vergunningsaan-vraag. De strategische methodologische aspecten werden uitgevoerd door NIRAS-personeel, bijgestaan door specifieke contractanten, terwijl de daadwerkelijke ontwerpstudies, berekeningen in het kader van veiligheids-evaluaties en de ondersteunende studies merendeels werden uitgevoerd door gespecialiseerde contractanten on-der toezicht van NIRAS-personeel.

De kwaliteit van de studies en de rapportering ervan was verzekerd op het niveau van de contractant (door ofwel hun ISO-gecertificeerd systeem of hetzij via specifieke QA procedures) en op het niveau van NIRAS. Het toe-zicht op en de coördinatie van de studies werd uitgevoerd door NIRAS-task managers en omvat onder andere regelmatige technische opvolging en technische evaluaties van de studies. De task managers identificeerden ook de noodzaak van bijkomende externe technische reviews door peers voor de studies en de rapporten vooraleer deze als definitief goed te keuren, bijvoorbeeld: (1) wanneer een bepaalde deskundigheid niet voldoende be-schikbaar was bij NIRAS, (2) of niet beschikbaar op het ogenblik dat de studie moest worden goedgekeurd, (3) of in het geval een tweede opinie over een studie nodig was voordat deze kon worden goedgekeurd.

6.2.3 NIRAS heeft een breed spectrum aan relevante nationale en internationale expertise verzameld voor de ontwikkeling van de berging

Voor de ontwikkeling van het project werd gezocht naar een breed spectrum van expertise, zowel op nationaal als internationaal vlak. Bovendien werd gezocht naar deskundigen met lange relevante ervaring en met een in-ternationale reputatie. Dit om relevante informatie verzamelen over wat beschouwd kan worden als de beste be-schikbare technieken (BBT), om beschikbare relevante informatie uit ervaringsfeedback mee te nemen, de nood-zakelijke studies uit te voeren, de resultaten van studies te verifiëren, na te zien en te reviewen.

Tabel 1 illustreert het brede spectrum van deskundigheid en vaardigheden die verbonden zijn bij de studies.


Tabel 1: Breed spectrum van expertise betrokken bij de studies. Onderwerpen Nationale of internationale deskundigen Specifieke externe review Strategische methodologische aspecten: - Ontwerp van de monolieten en de bergingsin-richting (Hoofdstukken 7, 8)

NIRAS bijgestaan door Tractebel Engineering (BE)

- Methodologie evaluaties langetermijn veilig-heid (Hoofdstuk 14)

NIRAS bijgestaan door Galson Sciences (UK) en SAM (UK)

Ontwerpstudies: - Ontwerp van de monolieten en de bergingsin-richting (Hoofdstukken 7, 8, 9, 10)

Tractebel Engineering (BE) en gebaseerd op terug-koppeling van ervaring van gelijkaardige installa-ties (ENRESA (ES), ANDRA (FR)) en van afval-behandelings-, conditionerings- en opslaginstallaties (Belgoprocess (BE))

- Radiologisch toezicht en andere monitoring (Hoofdstuk 16)

NIRAS-personeel bijgestaan door Belgoprocess

Berekeningen veiligheidsevaluaties: - Operationele veiligheid (Hoofdstuk 13) Tractebel Engineering (BE) en Belgoprocess (BE)

gebaseerd op terugkoppeling van ervaring van ANDRA (FR) over risico-analyses

Belgoprocess (BE) en Tractebel Engi-neering (BE)

- Langetermijn veiligheid (Hoofdstuk 14) SCK•CEN (BE) en Galson Sciences (UK) Galson Sciences (UK) en SCK•CEN (BE)

Ondersteuning van fenomenologische studies: - Seismische sitekarakterisatie (Hoofdstuk 4)

Koninklijke sterrenwacht van België (BE) en Trac-tebel Engineering (BE)

KULeuven (BE), Belgische Geolo-gische Dienst (BE) en het Research Council van Noorwegen (NO)

- Geotechnische en hydrogeologische siteka-rakteristieken (Hoofdstuk 4)

Tractebel Engineering (BE) en SCK•CEN (BE) Hydrogeologisch model nagezien door de Vrije Universiteit Brussel (BE)

- Biosfeer sitekarakteristieken (Hoofdstuk 4)

SCK•CEN (BE) ANDRA (FR)

- Fenomenologie van afdekking (Hoofdstuk 5) SCK•CEN (BE), Tractebel Engineering (BE), Universiteit van Gent (BE), ITASCA (FR); En een panel deskundigen in aarden afdekkingen van het Institute of Terrestrial Ecology (CH), Brandt-Gerdes-Sitzmann Umweltplanung GmbH (DE), Geologisch Instituut "Strashimir Dimitrov" (BG) en ANDRA (FR))

Evapotranspiratie en drainagestudie en van de gemodelleerde nucleaire zone Mol-Dessel nagezien door de UCL Louvain-La-Neuve (BE) en ANDRA (FR)

- Fenomenologie van cementgebaseerde barri-ères (Hoofdstuk 5)

Tractebel Engineering (BE), SCK•CEN (BE), IETcc (SP), CEA (FR), ALYOTECH (FR), OXAND (FR), WTCB/CSTC (BE), Serco Assu-rance (UK); en een panel deskundigen in beton chemie van ANDRA (FR), BMG (CH), CEA (FR), PSI (CH), NAGRA (CH), NDA (UK), University of Aberdeen (UK) en SCK•CEN (BE)

Geochemisch model voor beton pori-enwater nagezien door Swiss Federal Laboratories for Materials Testing and Research – EMPA (CH) Parameters van cementgebaseerde barrières nagekeken door het Center for Nuclear Waste Regulatory Analy-ses – CNRWA (US)

6.2.4 De modellen werden uitgebreid gekwalificeerd, geverifieerd en waar mogelijk gevalideerd voordat hun resultaten in het veiligheidsdossier werden gebruikt

Ontwerp en veiligheid gerelateerde berekeningen werden uitgevoerd met internationaal erkende en kwaliteits-verzekerde berekeningscodes (bijv. ANSYS voor structurele analyse, MODFLOW voor hydrogeologische mo-dellering, MCNP voor stralingstransport) of specifieke speciaal geprogrammeerde code (implementatie van het installatiemodel in COMSOL Multiphysics, intrusie code HIAM, biosfeer code BIOSPHERE). Een uitgebreid werk voor modelkwalificatie, verificatie en validatie werd ook uitgevoerd om het vertrouwen in de toepassing van de modellen en hun geschiktheid voor het beoogde doel op te bouwen. De modelkwalificatie betreft de rela-tie tussen de technisch-wetenschappelijke basis (wetenschappelijk inzicht, beschikbare data) en het conceptuele model (dat wil zeggen: te beschouwen processen). Met modelverificatie wordt de nauwkeurigheid van de nume-rieke weergave van het conceptuele model beoordeeld. Voor zover mogelijk worden modelvoorspellingen verge-leken met waarnemingen of metingen van echte systemen om de validatie uit te voeren.


6.2.5 NIRAS organiseerde peer reviews vooraleer het veiligheidsdossier te finaliseren

Het veiligheidsdossier onderging uitgebreide interne en externe peer reviews op verschillende niveaus vooraleer het definitief werd voor de huidige vergunningsaanvraag.

De betrokkenheid van een breed spectrum van expertise bij het reviewen van de gedetailleerde ondersteunende studies en documenten, zoals besproken in de vorige paragrafen 6.2.2 en 6.2.3, getuigt van het feit dat de studies grondig intern en extern nagezien werden vooraleer hun resultaten in het veiligheidsdossier gebruikt werden. Een ander element dat getuigt van onafhankelijke verificatie, is de FANC verificatie en review van voorlopige ver-sies van het concept, het ontwerp, de methodologieën en de belangrijke ondersteunende studies zoals besproken in paragraaf 6.2.1.2.

De verschillende studies werden vervolgens gebundeld tot een veiligheidsdossier, en gesynthetiseerd in een vei-ligheidsrapport dat een sleutelrol vervult bij het onderzoek door het FANC van de vergunningsaanvraag. De bundeling van de belangrijkste veiligheidsargumenten in het veiligheidsrapport werd op initiatief van NIRAS onderworpen aan een meer globale internationale peer review, waaraan het FANC en zijn filiaal BEL-V deelna-men als waarnemers. In 2011 vroeg NIRAS aan de Belgische federale overheidsdienst Economie, algemene di-rectie Energie, om de sleutelelementen van het NIRAS’ veiligheidsrapport voor de vergunningsaanvraag te on-derwerpen aan een internationale peer review, georganiseerd door het Nucleair Energie Agentschap (NEA) van de Organisatie voor Economische Samenwerking en Ontwikkeling (OESO). Na instemming door de overheids-dienst Economie en het NEA werd een taakomschrijving opgesteld met vermelding van de volgende algemene doelstellingen van de internationale peer review:

.

Het doel van de peer review is om een verklaring te formuleren, vanuit een internatio-naal perspectief, over de geloofwaardigheid en de robuustheid van de NIRAS langeter-mijn veiligheidsstrategie en langetermijn veiligheidsevaluaties als onderdeel van het veiligheidsbeheersysteem dat zal worden voorgelegd aan de Belgische nucleaire autori-teiten met het oog op het verkrijgen van een vergunning voor de bouw en exploitatie van een oppervlaktebergingsinstallatie voor categorie A afval. De rol van de peer review is NIRAS van informatie te voorzien om te helpen ervoor te zorgen dat het vergunningsaanvraagdossier in overeenstemming is met de internatio-naal beste praktijken. De rol van de peer review bestaat er eveneens in om aan alle waarnemers, betrokken in het review-proces, een overzicht te bieden van het werk van NIRAS als voorbereiding van de vergunningsaanvraag. De peer review richt zich op: (i) de gegrondheid en de stevigheid van

de langetermijn veiligheidsstrategie zoals vastgelegd en toegepast. De langeter-mijn veiligheidsstrategie omvat zowel passieve als actieve elementen om de lan-getermijn veiligheid te ondersteunen;

het voorgestelde ontwerp dat rekening houdt met de langetermijn veiligheidsstra-tegie, en met de voorlopige inventaris aan radionucliden;

de methodologie voor langetermijn veiligheidsevaluaties en de toepassing ervan, rekening houdende met het ontwerp, het afval en de omgeving;

de resultaten van de langetermijn veiligheidsevaluaties; (ii) de kwaliteit van de wetenschappelijke en technische basis die de langetermijn vei-ligheidsevaluaties ondersteunt, in het bijzonder de fenomenologie van het gedrag van beton in de tijd.


Op basis van de taakomschrijving heeft het NEA vervolgens een internationaal evaluatie team (IRT) geselec-teerd van onafhankelijke deskundigen van zowel buitenlandse veiligheidsoverheden, afvalbeheersorganisaties als onderzoeksinstellingen:

NEA,

CSN-veiligheidsoverheid voor operationele oppervlakteberging El Cabril in Spanje,

PSI-onderzoeksinstelling in Zwitserland,

TerraSalus-onafhankelijke consultant UK,

IRSN-technische ondersteuning veiligheidsoverheid voor operationele oppervlaktebergingen in l’Aube en La Manche in Frankrijk en

RAWRA-afvalbeheersorganisatie met operationele berging in Tsjechië. De IRT heeft op 19 en 20 december 2011 een inleidend seminarie gehouden met de federale overheidsdienst Economie, de directie en medewerkers van NIRAS en de waarnemers.

Het IRT heeft vervolgens een review gemaakt van delen van het veiligheidsrapport niveau 2, met name de hoofdstukken over de veiligheidsstrategie (hoofdstuk 2 [HS-2]), de fenomenologie van de technische barrières (hoofdstuk 5 [HS-5]), het ontwerp van de monoliet (hoofdstuk 7 [HS-6]), het ontwerp en de bouw van de ber-ging (hoofdstuk 8 [HS-8]) en de evaluaties van de langetermijn veiligheid (hoofdstuk 14 [HS-14]). Bij deze re-view heeft het IRT verder een aantal ondersteunende documenten uit het veiligheidsdossier en de FANC leidra-den geraadpleegd. Twee sets van vragen zijn beantwoord door het NIRAS in de loop van het eerste semester van 2012.

Aan de hand van deze informatie is een peer review seminarie tussen de IRT en NIRAS in de aanwezigheid van de waarnemers, gehouden van 4 tot 8 juni 2012. Tijdens het seminarie werden door het IRT geselecteerde punten besproken, heeft het IRT in-situ testprogramma’s te Dessel bezocht en het IRT contact gehad met de partner-schappen MONA en STORA en de lokale belanghebbenden uit Dessel en Mol. Het seminarie werd afgesloten met de presentatie van de voorlopige bevindingen van de IRT aan NIRAS en de waarnemers. De bevindingen zijn vervolgens gedocumenteerd en gepubliceerd in september 2012 [R-5].

De conclusies van het IRT omvatten onder andere de volgende punten [R-5]:

Vanuit internationaal perspectief zijn de strategie en de evaluaties van de langetermijn veiligheid geloof-waardig en robuust.

Het bergingsprogramma past internationale beste praktijken toe, houdt terdege rekening met de voorwaarden opgelegd door de Federale Regering en de partnerschappen, en het programma is op technisch vlak rijp om over te gaan tot de constructiefase van de berging.

Er was een goede prelicensing dialoog tussen NIRAS en het FANC.

De documentatie van het veiligheidsdossier is goed gestructureerd, duidelijk en traceerbaar.

Het IRT apprecieert het feit dat het veiligheidsdossier voor de start van exploitatie zal herzien worden en zal geanalyseerd worden door het FANC.

Het bergingssysteem te Dessel steunt in belangrijke mate op technische barrières, net zoals gelijkaardige moderne bergingsinstallaties voor laagactief afval in andere landen.

NIRAS heeft een redelijk onderzoeks, ontwikkelings en demonstratie (O&O) plan om de resterende onze-kerheden aan te pakken.

Een geïntegreerd beheersysteem, met inbegrip van QA/QC aspecten, wordt ontwikkeld door NIRAS en moet worden toegepast bij constructie en exploitatie.


De brede omvang van alle studies en argumenten uit de ondersteunende documenten werd nog onvoldoende beklemtoond in de versie van het veiligheidsrapport die het IRT gereviewed heeft.

Het NIRAS team bestaat uit bekwame en gemotiveerde medewerkers. Dit getuigt van een goede veilig-heidscultuur bij NIRAS. Het team is in staat om het cAt-project verder te zetten.

De gedetailleerde bevindingen van het IRT duidden ook elementen aan die vatbaar zijn voor verdere verbetering; waarbij de belangrijkste onderwerpen zijn: scheuren in gewapend beton en de haalbare performantie van grote structuren met betrekking tot hydraulische conductiviteit. NIRAS en haar contractanten hebben deze bevindin-gen behandeld en NIRAS heeft haar antwoorden op deze bevindingen gedocumenteerd. De resulterende acties waren: ofwel het verder uitwerken en verduidelijken van het veiligheidsdossier tussen de versie voor de peer review en de huidige versie voor de vergunningsaanvraag, ofwel het verder versterken van het voorgestelde toe-komstige programma van constructie, exploitatie en O&O.

6.2.6 NIRAS heeft een veiligheidsbeleid gedefinieerd en toegepast om haar activiteiten te focussen op veiligheid en de reglementaire vereisten

NIRAS heeft een veiligheidsbeleid gedefinieerd en toegepast. Het veiligheidsbeleid bestaat enerzijds uit een be-leidsverklaring inzake nucleaire veiligheid waarvan NIRAS een eerste versie opgesteld heeft en waarin NIRAS verklaart prioritair belang te hechten aan nucleaire veiligheid, en anderzijds uit een veiligheidsbenadering dat als doel heeft om:

de ontwikkeling en implementatie van het ontwerp te focussen op veiligheid en waar mogelijk continu te verbeteren en te optimaliseren qua veiligheid, aantoonbaarheid en gelaagde bescherming,

de veiligheidsevaluaties, het ontwerp en het beheer van de activiteiten te focussen op de verschillende rand-voorwaarden of gegevenheden, zoals de reglementaire vereisten, die beschikbaar zijn op het ogenblik dat het ontwerp vastgelegd wordt en de veiligheidsevaluaties uitgevoerd worden,

over een middel te beschikken om het bergingsprogramma bij te sturen in functie van de veranderende rand-voorwaarden tijdens de verschillende programmastappen, terwijl de veiligheidsobjectieven en de veilig-heidsoriëntaties van de berging als vaste gegevenheden behouden blijven.

Op basis van goed gedocumenteerde randvoorwaarden en de definitie van een veiligheidsstrategie om de ont-wikkeling van de bergingsinstallatie te sturen, is de veiligheidsbenadering bedoeld om gedocumenteerde resulta-ten aan te leveren op basis waarvan beslissingen met betrekking tot de verderzetting van het bergingsprogramma genomen kunnen worden (zie Figuur 33). Daarom wordt de veiligheidsbenadering toegepast tijdens elke pro-grammastap van ontwerp, constructie, implementatie, sluiting, en de controle van het bergingssysteem. Op deze wijze vormt de veiligheidsbenadering een algemeen iteratief proces in de verschillende stadia van de ontwikke-ling en implementatie van de bergingsinstallatie. De veiligheidsbenadering zal uiteindelijk leiden tot een volledig geïmplementeerde passieve bergingsinstallatie die voldoet aan alle veiligheidsdoelstellingen en strategische vei-ligheidsoriëntaties die bepaald zijn in de veiligheidsstrategie.


Figuur 33: Het veiligheidsbeleid en de veiligheidsbenadering als iteratief proces om het ontwerp en de im-plementatie van het berging gericht te houden op veiligheid.

De randvoorwaarden of gegevenheden omvatten het geldende regelgevende, technische, economische en maat-schappelijk-politiek kader, en de resultaten van de vorige programmastappen.

De belangrijkste randvoorwaarden voor de veiligheidsstrategie zijn [HS-2]:

De nationale federale regelgeving voor stralingsbescherming en vergunningen, het beheer van radioactief afval, de conventionele veiligheid alsook de nationale federale en Vlaamse regelgeving met betrekking tot de bescherming van het milieu.

De leidraden die het FANC ontwikkeld heeft in de periode 2006-2012.

Het internationaal regelgevend kader dat bestaat uit internationale verdragen en conventies (bijv. IAEA-conventies), alsook uit Europese richtlijnen.

De internationale aanbevelingen van de Europese Commissie, het IAEA, de Internationale Commissie voor Stralingsbescherming (International Commission on Radiological Protection - ICRP) en het Nucleair Ener-gie Agentschap NEA van de OESO.

De beleidsbeslissingen zoals de regeringsbeslissingen van 1998 en 2006 en andere voorwaarden van de sta-keholders.

De uitkomsten van de vorige programmastappen.

Voor elke programmastap en iteratie van de veiligheidsbenadering, zal het effect van de dan op dat ogenblik bestaande gegevenheden op de veiligheidsstrategie worden geëvalueerd. Daarbij:

worden de mogelijke gevolgen van gewijzigde gegevenheden op de veiligheidsstrategie eerst grondig geëva-lueerd,

wordt er ook op basis van de resultaten uit vroegere iteraties/programmastappen geëvalueerd hoe de veilig-heidsstrategie zou kunnen zorgen voor een verdere verbetering van de veiligheid, gelaagde bescherming en aantoonbaarheid,

wordt de strategie indien nodig aangepast en


wordt de strategie vervolgens verder geïmplementeerd waarbij er speciale aandacht gaat naar een vergelij-king tussen de resultaten uit vroegere stappen/iteraties en de wijzigingen aan de veiligheidsstrategie en naar verdere verbeteringen.

Dit iteratieve proces is erop gericht om het globale niveau van de veiligheid, gelaagde bescherming en aantoon-baarheid van het systeem in zijn geheel continu te verbeteren in plaats van individuele componenten op een ge-isoleerde manier te optimaliseren.

6.3 NIRAS heeft de veiligheidsstrategie en het veiligheidsconcept gedefinieerd om alle bergingsactiviteiten te focussen op veiligheid

De volgende paragrafen bespreken deze argumenten meer in detail. De informatie in deze paragrafen steunt op hoofdstuk 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-2].

NIRAS heeft een veiligheidsstrategie en veiligheidsconcept ontwikkeld als instrumenten om een gestructureerde, heldere en naspeurbare ontwikkeling en documentatie van de berging te Dessel en zijn veiligheidsargumentatie te garanderen.

1) De veiligheidsstrategie vormt een geïntegreerde aanpak voor het bereiken van een veilige berging en bevat een veiligheidsdoelstelling en strategische veiligheidsoriënta-ties: a) Justificatie, optimalisatie van de blootstelling en dosislimieten b) Optimalisatie van het bergingsysteem c) Beperkingen op de activiteit van langlevende radionucliden d) Afzondering, insluiting en vertragen van vrijkomen e) Passieve veiligheid f) Diversiteit van functies, materialen en processen waarop de veiligheid berust g) Robuustheid van het bergingssysteem h) Gelaagde bescherming, zodat indien één laag het begeeft er indien nodig andere

lagen van bescherming beschikbaar zijn i) Iteratieve veiligheidsevaluaties en veiligheid die berust op betrouwbare elementen

2) Het veiligheidsconcept is een geïntegreerde beschrijving van de systemen, structuren en componenten (SSCs) en de veiligheidsfuncties die zij moeten vervullen gedurende bepaalde termijnen. a) De beperking van vrijkomen van radionucliden uit de afvalvorm (R1) b) De beperking van waterstroming door de barrières die de insluitingsbarrières be-

schermen in dewelke de radionucliden fysisch en chemisch worden ingesloten (R2a)

c) De beperking van advectie en diffusie zodat radionucliden fysisch ingesloten wor-den in deze insluitingsbarrières en er slechts vertraagd en verzwakt uit vrijkomen (R2b)

d) Chemische retentie van radionucliden, zodat radionucliden chemisch ingesloten worden en slechts vertraagd en verzwakt vrijkomen (R3)

e) De beperking van de waarschijnlijkheid en gevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie (I1)


6.3.1 NIRAS heeft een veiligheidsstrategie ontwikkeld met een veiligheidsdoelstelling en strategische veiligheidsoriëntaties

De veiligheidsstrategie omvat de veiligheidsdoelstelling, de strategische veiligheidsoriëntaties voor het beheer, de evaluatie en het ontwerp van de bergingsinstallatie op basis van de randvoorwaarden. De veiligheidsstrategie staat gedocumenteerd in hoofdstuk 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-2].

De veiligheidsdoelstelling is om “zowel nu als in de toekomst, mens als milieu te beschermen tegen de schade-lijke effecten van ioniserende straling, zonder daarbij onnodige lasten naar toekomstige generaties door te schui-ven”.

De strategische veiligheidsoriëntaties zijn de oriëntaties waarmee de veiligheidsdoelstelling in principe zou moe-ten worden bereikt.

Deze strategische veiligheidsoriëntaties voor de oppervlakteberging van categorie A afval te Dessel zijn in over-eenstemming met het ARBIS (Koninklijk Besluit van 20 juli 2001), met de veiligheidsvoorschriften voor kernin-stallaties (Koninklijk Besluit van 30 november 2011), met de leidraad documenten die het FANC opgesteld heeft en met de internationale aanbevelingen van de Internationale Commissie voor Stralingsbescherming (ICRP), het Internationaal Agentschap voor Atoomenergie IAEA en het Nucleair Energie Agentschap (NEA) van de OESO.

6.3.1.1 Justificatie, optimalisatie en dosisbeperking

Zoals bepaald door de Belgische wetgeving (ARBIS), die gebaseerd is op de algemeen erkende internationale aanbevelingen en de Europese richtlijnen, omvat het eerste gebied van strategische veiligheidsoriëntaties de drie basisprincipes van stralingsbescherming waarop het systeem van stralingsbescherming stoelt:

1) Het principe van de justificatie: elke beslissing die de blootstelling aan straling verandert moet meer goed dan kwaad doen. Volgens het ICRP, publicatie 77, zijn de praktijken afvalbeheer en berging een integraal onderdeel van de handelingen die het afval genereren. Dit neemt niet weg dat activiteiten uitgevoerd binnen de vergunde praktijk van berging, een justificatie dienen te ondergaan binnen het kader van de operationele stralingsbescherming, zoals beschreven in Hoofdstuk 12 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-12].

2) Het principe van optimalisatie van de bescherming: de waarschijnlijkheid van blootstellingen, het aantal blootgestelde personen en de omvang van hun individuele dosissen moeten zo laag als redelijkerwijze mo-gelijk gehouden worden, rekening houdend met economische en maatschappelijke factoren (ALARA).

a) Voor de optimalisatie van een installatie dient als bovenste limiet rekening gehouden te worden met een bron gerelateerde dosisbeperking die rekening houdt met het aantal vergunde bronnen. Indien men voorzichtigheidshalve drie verschillende bronnen van blootstelling op lange termijn beschouwt op de-zelfde plaats komt men op deze wijze tot een waarde van maximaal 0,3 mSv/jaar waaronder geoptimali-seerd moet worden, zoals gespecifieerd door het FANC [R-6] en door internationale instanties zoals het IAEA en de ICRP. i) Deze bron gerelateerde dosisbeperking kan vertaald worden naar een risicobeperking die de verme-

nigvuldiging is van de waarschijnlijkheid van kanker en genetische effecten per eenheid van dosis, de bron gerelateerde dosisbeperking en de jaarlijkse waarschijnlijkheid van optreden van de bron. Op deze wijze bekomt men een bron gerelateerde risicobeperking van grootteorde 10-5 per jaar, zo-als gespecifieerd door ICRP en IAEA.


ii) Om in de praktijk de optimalisatie te verzekeren worden scenario gerelateerde optimalisatiestreef-waarden qua dosis en risico gehanteerd die zich onder de bron gerelateerde dosisbeperkingen be-vinden. De scenario gerelateerde streefwaarden zijn waarden die gehanteerd worden voor specifie-ke blootstellingsscenario’s.

iii) Voor de scenario’s van het op lange termijn geleidelijk vrijkomen van de restactiviteit in de bio-sfeer, worden conservatieve onderstellingen gemaakt qua blootstellingsgroep. De hypothesen voor deze scenario’s moeten conform de FANC-leidraad [R-7] voldoen aan de volgende vereisten: iii.1) Alle mogelijke transfert- en blootstellingswegen moeten beschouwd worden. iii.2) Er moet een 100% zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap ondersteld worden. iii.3) De hypothesen in de biosfeer mogen niet kunnen leiden tot een onderschatting van de radiolo-

gische impact. iii.4) De gemeenschap moet gelokaliseerd worden in het gebied van de regio waarin de hoogste ra-

diologische effecten kunnen verwacht worden. Voor de scenario’s van verwachte evolutie van de geleidelijke uitloging en vrijkomen in de biosfeer op lange termijn wordt een optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar gehanteerd. De waarde van 0,1 mSv/jaar is gelijk aan de ondergrens van het interval 0,1-0,3 mSv/jaar dat internationaal gehan-teerd wordt. De waarde van 0,1 mSv/jaar is lager dan bijvoorbeeld de waarde van 0,25 mSv/jaar die in een aantal westerse landen gebruikt wordt.

iv) Voor de minder waarschijnlijke scenario’s met een verstoring van de verwachte evolutie qua gelei-delijke uitloging op lange termijn, wordt een scenario gerelateerde risico-optimalisatiestreefwaarde van 1 10-6 per jaar gehanteerd. De waarde van 1 10-6 per jaar wordt eveneens internationaal ge-bruikt voor dergelijke scenario’s voor oppervlaktebergingsinstallaties. Deze waarde is lager dan het stralingsrisico van ongeveer 4 à 6 10-6 per jaar dat overeenstemt met de dosisstreefwaarde van 0,1 mSv/jaar. Dit impliceert een risico aversie voor lagere waarschijnlijkheid/hoger effect risico’s omwille van de grotere radiologische effecten.

v) De opeenvolging van dosislimiet, bron gerelateerde dosisbeperking en scenario gerelateerde opti-malisatiestreefwaarden wordt verder verduidelijkt in Tabel 2. Het gebruik van scenario gerelateerde dosis- en risico-optimalisatiestreefwaarden is een belangrijk instrument om de radiologische impact als geoptimaliseerd te kunnen beschouwen wanneer de impact of het risico zich onder deze streef-waarden bevinden. Naast dit argument voor optimalisatie moet de optimalisatie van de berging, ze-ker wat betreft blootstellingen op lange termijn, in een breder kader van systeemoptimalisatie beke-ken worden.

b) Voor de bergingsinrichting hanteert NIRAS voor de beroepshalve blootgestelde werknemers een dosis-beperking van 10 mSv per 12 maanden en 0,4 mSv/week voor het personeel, met andere woorden een factor 2 lager dan de dosislimiet van 20 mSv/12 maanden voor de beroepshalve blootgestelde werkne-mers.

c) Het basisprincipe van optimalisatie van radiologische bescherming, is onderdeel van de systeemoptima-lisatie, in het bijzonder voor de lange termijn (zie volgende paragraaf 6.3.1.2).

3) Het principe van dosislimieten: De totale individuele dosis als gevolg van gereglementeerde bronnen bij geplande blootstellingen mag de dosislimieten niet overschrijden. a) In het ARBIS heeft het FANC volgende dosislimieten voor beroepshalve blootgestelde werknemers

vastgelegd: i) Effectieve dosis: 20 mSv/12 maanden.


ii) Equivalente dosis: ii.1) 150 mSv/12 maanden voor de ooglens; ii.2) 500 mSv/12 maanden voor andere organen en weefsels, huid, handen, voorarmen, voeten en

enkels. b) In het ARBIS heeft het FANC volgende dosislimieten voor leden van het publiek vastgelegd:

i) Effectieve dosis: 1 mSv/jaar. ii) Equivalente dosis:

ii.1) 15 mSv/jaar voor de ooglens; ii.2) 50 mSv/jaar voor de huid.

Tabel 2: Overzicht van de verschillende elementen van dosisbeperking en optimalisatie van bescherming.

Reglementaire grootheid Blootgestelde groep

of individu Reglementaire limietwaarde

Relatie optimalisatie Regelgevend kader

Dosislimiet Ieder individu van de

bevolking 1 mSv/jaar

Europese basisnormen

96/29/Euratom

ARBIS

IAEA Basic Safety Standards Bron gerelateerde dosis-

beperking berging Referentiegroep of

representatieve per-

soon

Ten hoogste 0,3 mSv/jaar over-

eenstemmend met een risico van

ordegrootte 10-5/jaar

Bovengrens voor radiologische

optimalisatie

Internationale aanbevelingen ICRP

& IAEA voor definitie en limiet-

waarde dosisbeperking

ARBIS voor definitie “dosisbeper-

king” en “referentiegroep / repre-

sentatief persoon”

ICRP publicatie 101 voor internati-

onale guidance “referentiegroep”

FANC-leidraad [R-6] Scenario gerelateerde

optimalisatiestreefwaarden oppervlakteberging

100 % zelfvoorzie-

nende gemeenschap

op de site

0,1 mSv/jaar ; risico: 1 10-6/jaar

Als lager: radiologisch geoptimali-

seerd

FANC-leidraden [R-6] en [R-7]


6.3.1.2 Systeemoptimalisatie

In het bijzonder voor de aspecten qua langetermijn veiligheid van bergingsinstallaties is optimalisatie van de stralingsbescherming onderdeel van systeemoptimalisatie die in grote mate gebruik maakt van de beste beschik-bare technieken (BBT).

Hoewel diverse elementen inzake radiologische optimalisatie nog steeds waardevol blijven voor het optimalise-ren van het proces en het maken van keuzes, verschuift de nadruk duidelijk naar optimalisatie door toepassing van het BBT-concept op de verschillende niveaus van het bergingssysteem, wanneer het gaat om veiligheid in de verdere toekomst die meer dan enkele generaties omvat, zoals vermeld in ICRP-publicatie 101b.

De berging van laagactief afval aan het oppervlak is reeds sinds vele tientallen jaren een operationele praktijk in een groot aantal landen, waaronder een aantal West-Europese landen. Er is bijgevolg een zeer ruime ervaring die benut kan worden. Met het veiligheidsconcept voor de berging aan het oppervlak te Dessel bouwt NIRAS verder op de internationale praktijk en de internationale ervaring.

De notie van optimalisatie van het systeem is de sleutel naar een veiligheidsargumentatie en is uitgevoerd door middel van:

Het gebruik van de BBT en beheerste technieken in de loop van de ontwikkeling van het ontwerp. Indien er nieuwe technieken gebruikt worden, wordt hun uitvoerbaarheid, beheersing en betrouwbaarheid aangetoond door middel van demonstratieproeven (principe van aantoonbaarheid6; zie ook verdere argumentatie dat ontwerp geoptimaliseerd is).

Het gebruik van de beste beschikbare kennis (inzicht in het systeem) en een adequate methodologie voor de veiligheidsevaluatie. Met de veiligheidsevaluaties wordt er nagegaan in welke mate de veiligheid en perfor-mantie behouden worden bij verstoringen, en wat de effecten van onzekerheden zijn (principe van aantoon-baarheid; zie ook verdere argumentatie over robuuste en geoptimaliseerde veiligheid),

Het geplande gebruik van BBT en terugkoppeling van ervaring tijdens de implementatie van het systeem, dat wil zeggen tijdens de bouw en de exploitatie (zie verdere argumentatie over geoptimaliseerde bouw en exploitatie).

Een afvalberging aan het oppervlak impliceert dat de installaties in een omgeving direct toegankelijk voor de mens ingeplant worden en dat de afzondering van het afval en de insluiting van radionucliden berusten op de technische barrières van de bergingsinstallatie.

De directe inplanting in de omgeving van een oppervlakteberging brengt met zich mee dat verschillende com-plementaire maatregelen getroffen worden om het systeem te optimaliseren en de veiligheid te verzekeren:

De activiteit van langlevende radionucliden wordt beperkt in het afval en in de berging.

De technische barrières en de maatregelen worden ontworpen om te zorgen voor een afzondering van het afval ten opzichte van de omgeving en voor een insluiting van radionucliden. De insluiting van radionucli-den impliceert het uitstellen en vertragen van het vrijkomen van radionucliden.

6 De term “principe van aantoonbaarheid” zoals gebruikt in dit document komt overeen met “principe de démontrabilité”/ “demonstratie-principe” uit sommige FANC documenten.


Het geheel van technische barrières en de maatregelen worden ontworpen volgens de principes van passivi-teit, diversiteit en robuustheid.

De principes van passiviteit, diversiteit en robuustheid dragen bij tot een gelaagde bescherming waarbij er gezorgd wordt dat er verschillende lagen van verdediging zijn zodat, indien dat nodig is, een volgende ver-dedigingslaag beschikbaar is wanneer een bepaalde laag zou falen. De gelaagde bescherming omvat:

► preventie maatregelen, welke een vrijkomen van radionucliden in de omgeving zoveel als mogelijk te-gengaan en ontworpen zijn volgens de principes van passiviteit, diversiteit en robuustheid,

► controle maatregelen, welke zorgen dat het eventueel falen of mogelijk toekomstig falen adequaat en snel opgemerkt kunnen worden,

► corrigerende maatregelen, welke alsnog een vrijkomen uit de installatie belemmeren of vertragen indien de preventieve lagen falen,

► mitigerende maatregelen, die zorgen voor een reductie van de radiologische impact.

De eerste prioriteit bij het opstellen van een bergingsconcept gaat uit naar de preventie maatregelen.

De omgeving van de bergingsinstallatie kan bijdragen aan de veiligheid door het vergemakkelijken van monito-ring en door het verder reduceren van radiologische impact van het vrijkomen van radionucliden uit de installa-tie.

De samenhang tussen de verschillende principes wordt schematisch weergegeven in Figuur 34.

De verschillende principes worden in de volgende paragrafen verder toegelicht en bediscussieerd.

Figuur 34: Principeschets voor de gelaagde bescherming bij een oppervlakteberging.




3. Inspectieruimtes






vertragen


6.3.1.3 Beperkingen op de activiteit van langlevende radionucliden

Voor oppervlakteberging wordt de activiteit van langlevende radionucliden in de mate van het mogelijke beperkt zodat de radiologische impact en het radiologisch risico op lange termijn zich onder de optimalisatiestreefwaar-den bevinden.

Ten eerste worden er met behulp van veiligheidsevaluaties radiologische bergingslimieten afgeleid voor de lang-levende radionucliden. Deze bergingslimieten gaan uit van pessimistische hypotheses qua performantie van het systeem en qua mogelijke bijdrage van de omgeving tot het reduceren van de radiologische impact.

Ten tweede wordt de activiteit van de langlevende radionucliden in de berging beperkt door operationele maat-regelen. Zo wordt de berging niet gemaximaliseerd qua radiologische inhoud, maar qua volume aan afval dat geborgen wordt in de berging.

Deze tweede maatregel vult gedeeltelijk de eerste maatregel aan, omdat het mogelijk is dat de activiteit van de langlevende radionucliden voldoende beperkt wordt door de tweede maatregel alleen. Het hypothetisch falen van de tweede maatregel is bovendien onafhankelijk van het hypothetisch falen van de eerste maatregel.

6.3.1.4 Afzondering, insluiting en vertraging van vrijkomen

De strategie die de voorkeur geniet voor het langetermijnbeheer van categorie A afval is, om in de mate van het mogelijke:

het afval van de biosfeer af te zonderen,

radionucliden in het afval en in bergingsinstallatie in te sluiten in het afval en

het vrijkomen van radionucliden naar de biosfeer te vertragen.

De strategie van afzondering, insluiting en vertraging leidt op deze manier tot een vertraging en een verzwakking van het vrijkomen van de radionucliden in de biosfeer, zodanig dat radiologische impacts aanvaardbaar zijn.

Er wordt niet verwacht dat de berging voor eeuwig een volledige insluiting en afzondering van het afval moeten bieden; dit is niet vereist door het met de tijd afnemende intrinsieke risico verbonden met het afval (zie voor-gaande paragraaf 4.2.2).

6.3.1.5 Passieve veiligheid

De technische barrières en natuurlijke omstandigheden waarin het afval geborgen is, moeten een geschikte mate van bescherming bieden voor huidige en toekomstige generaties. Om de beschikbaarheid van de preventieve maatregelen tot afzonderen, insluiten en vertragen ook in de toekomst te kunnen garanderen, wordt voorzien dat:

1) de preventie maatregelen in de mate van het mogelijke niet afhangen van menselijk ingrijpen en dus via passieve maatregelen gerealiseerd worden, en dat

2) deze passieve middelen in de mate van het mogelijke zo snel als mogelijk gerealiseerd worden, zonder evenwel de doelstellingen van de controle en monitoring in het gedrang te brengen.


6.3.1.6 Diversiteit

Door de preventie maatregelen in de mate van het mogelijke te stoelen op diverse functies, materialen en proces-sen wordt de kans op gemeenschappelijke oorzaken en modes van falen van de verschillende maatregelen be-perkt. Conform aan de terminologie van het IAEA is een ‘common mode failure’ het falen van twee of meerdere Systemen, Structuren of Componenten (SSCs) op dezelfde wijze of mode als gevolg van een enkele gebeurtenis of oorzaak. Dit impliceert dat een gemeenschappelijke mode van falen een speciaal type is van een ‘common cause failure’.

De functionele diversiteit omvat volgende verscheidene functies:

Het beperken van de activiteit van de langlevende radionucliden.

Het afzonderen van het afval ten opzichte van de biosfeer.

Het insluiten van radionucliden en het vertragen van het vrijkomen, die op hun beurt volgende functionele diversiteit vertonen:

► Het fysisch insluiten en vertragen door middel van volgende verschillende sub-functionaliteiten:

Beperking van de waterinstroming naar de barrières die de radionucliden bevatten.

Beperking van advectie en van diffusie van radionucliden.

► Het chemisch insluiten en vertragen door precipitatie, sorptie en andere chemische retentieprocessen waaraan radionucliden onderhevig zijn bij hun migratie doorheen verschillende materialen.

Binnen de functionele diversiteit worden diverse materialen voorzien om de verschillende functies te realiseren, om de kans op gemeenschappelijke oorzaken en modes van falen verder te beperken. Een voorbeeld hiervan is de beperking van waterinstroming door zowel klei infiltratiebarrière als de betonnen ondoorlatende top plaat. Zie ook verder paragraaf 6.3.2, Tabel 3.

Ten slotte kunnen diverse processen voor het produceren van materialen of het realiseren van functies voorzien worden. Hierbij dient de notie ‘proces’ in brede zin begrepen te worden als zowel een reeks van acties die on-dernomen worden om een resultaat te bereiken, als een reeks van veranderingen die plaatsvindt in materialen. Een voorbeeld van twee diverse processen die twee verschillende series van acties zijn, bevond zich in vorige paragraaf 6.3.1.3: enerzijds het proces van afleiden van radiologische bergingslimieten, anderzijds het proces van operationele maatregelen ter beperking van de activiteit van langlevende radionucliden. Deze twee processen zijn niet alleen divers qua de opeenvolging van acties, maar ze zijn ook divers qua teams die het proces uitvoe-ren. Een globaal overzicht van de diversiteit qua preventie maatregelen werd gegeven in voorgaande paragraaf 4.3.1.1, Figuur 21.

6.3.1.7 Robuustheid

Het bergingssysteem moet robuust zijn, dat wil zeggen in staat zijn de performantie of een deel van de perfor-mantie te behouden ondanks verstorende gebeurtenissen, processen en onzekerheden. Robuustheid van het ber-gingssysteem wordt verkregen indien het systeem bestaat uit robuuste elementen met een betrouwbare en aan-toonbare functie, bijvoorbeeld doordat ze steunen op goed gekende processen of door over-dimensionering, zodat hun aanwezigheid en functie gewaarborgd is. Passieve veiligheid en diversiteit zijn andere middel om de robuustheid van het bergingssysteem te verbeteren. Dit kan veralgemeend worden tot het principe van ‘gelaagde bescherming’ hieronder beschreven.


6.3.1.8 Gelaagde bescherming

Gelaagde bescherming is het gebruik van een reeks onafhankelijke lagen van kenmerken/voorzieningen, zodanig dat, wanneer één laag het begeeft er, indien nodig, één of meerdere complementaire lagen zijn om de functionali-teit of de performantie van de andere laag over te nemen. Twee lagen zijn onafhankelijk indien hun kenmer-ken/voorzieningen gebruik maken van diverse middelen/fenomenen: fysiek, chemisch, organisatorisch ... (diver-siteit).

Gelaagde bescherming zorgt ervoor dat de veiligheid niet ongepast afhankelijk is van één enkel element van de bergingsinstallatie, of een enkel beheersmaatregel, of de invulling van een enkele veiligheidsfunctie of een enke-le administratieve procedure.

Een ongepaste afhankelijkheid zou bijvoorbeeld kunnen impliceren dat de veiligheid van een te beperkt aantal maatregelen afhangt op het ogenblik dat het intrinsiek radiologisch risico verbonden met het afval nog niet vol-doende afgenomen is door radioactief verval. Inderdaad, conform een getrapte aanpak voor de veiligheid, nemen de benodigde maatregelen voor het verzekeren van de gelaagde bescherming af in functie van de tijd (zie voor-gaande paragraaf 4.3).

Daarnaast vermindert het aantal benodigde maatregelen voor gelaagde bescherming in overeenstemming met de getrapte aanpak voor veiligheid ook naarmate de reeds genomen maatregelen, bijvoorbeeld barrières of de be-perking van langlevende radionucliden, minder gevoelig zijn aan verstoringen en robuuster (passieve veiligheid en robuustheid).

6.3.1.9 Regelmatige veiligheidsevaluaties en een veiligheid die berust op betrouwbare elementen

Veiligheidsevaluaties worden regelmatig bijgewerkt om rekening te houden met evoluties in functie van de tijd qua installaties, activiteiten in de installaties en kennis en inzichten. Dit laat toe dat de veiligheidsevaluaties op ieder ogenblik een weerspiegeling vormen van de installaties en van de kennis op dat ogenblik. Bijgevolg kun-nen op basis van de resultaten van de veiligheidsevaluaties, geïnformeerde beslissingen genomen worden met betrekking tot de activiteiten en tot verder optimalisatie van de veiligheid.

Veiligheidsevaluaties worden gebaseerd op betrouwbare veiligheidsfuncties, SSCs en organisatorische elemen-ten, dit wil zeggen:

Met een afdoende inzicht in de werking en onzekerheden.

Waarvan voldoende elementen aanwezig zijn om de doenbaarheid te bevestigen en die een afdoende beheer-sing hebben.

Waarvan de doeltreffendheid geverifieerd kan worden.

Die met passieve functionaliteiten gerealiseerd worden.

Veiligheidsevaluaties worden zoveel als mogelijk gebaseerd op robuuste veiligheidsfuncties, SSCs en organisa-torische elementen, dit wil zeggen:

Weinig gevoelig aan interne/externe verstoringen en onzekerheden.

Stoelen op diverse functies, materialen en processen.

Samen met het voorzien van een passende gelaagde bescherming, draagt het baseren van de veiligheidsevaluaties op betrouwbare en robuuste elementen bij tot de ‘aantoonbaarheid’ van de veiligheid.


6.3.2 NIRAS heeft een veiligheidsconcept ontwikkeld als een geïntegreerde beschrijving van de tijdschalen, SSCs en veiligheidsfuncties

Het veiligheidsconcept geeft weer welke veiligheidsfuncties in functie van de tijd vervuld worden door het sys-teem, en ook welke systemen, structuren en componenten (SSCs) instaan voor deze veiligheidsfuncties.

De langetermijn veiligheidsfuncties die NIRAS beschouwt voor het categorie A programma zijn een uitwerking van de algemene strategie: afzondering, insluiting en vertraging. Ze zijn als volgt gedefinieerd [HS-2]:

Het geleidelijk uitlogen van radionucliden uit het bergingssysteem naar de biosfeer wordt vertraagd en ver-zwakt door: ► Het beperken van het vrijkomen van radionucliden uit de afvalvorm (R1) — Beperking van het vrijko-

men van radionucliden uit de afvalvorm gebeurt door verschillende fysico-chemische processen zoals diffusie, precipitatie, corrosie … en is dus afhankelijk van het soort afval en het verwerkings- en condi-tioneringsproces.

► Het beperken van de waterstroming doorheen het bergingssysteem:

Het beperken van de waterinstroming doorheen beschermende barrières (R2a) — De veiligheids-functie R2a bestaat uit het beperken van de waterstroming in het systeem door (beschermende) bar-rières aan te leggen rondom de barrières waarin de radionucliden fysisch en chemisch worden vast-gehouden (retentie barrières). Door de waterstroming doorheen deze beschermende barrières te beperken wordt ook de waterinstroming naar de retentie barrières beperkt.

Het beperken van advectie en diffusie van radionucliden binnen de retentie barrières (R2b) — De veiligheidsfunctie R2b beperkt de advectieve en diffusieve migratie van radionucliden in de reten-tiebarrières en geeft aanleiding tot een fysische retentie van radionucliden in de retentiebarrières. De fysische retentie leidt tot een vertraging en attenuatie van het vrijkomen van radionucliden uit de retentiebarrières.

► Chemische retentie van radionucliden binnen de retentiebarrières (R3) — De veiligheidsfunctie R3 be-staat in vertragen en attenueren van het vrijkomen van radionucliden uit de retentiebarrières door mid-del van chemische retentieprocessen zoals sorptie, vaste oplossing, co-precipitatie, precipitatie en ge-combineerde mechanismen.

Het beperken van de waarschijnlijkheid en gevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie (I1) — De vei-ligheidsfunctie I1 vertegenwoordigt het afzonderen van het afval van de werknemers en het publiek.

Het ondersteunen van een andere SSC (S) — De ondersteunde SSCs en de langetermijn veiligheidsfunctie(s) worden vermeld, evenals de wijze waarop de ondersteuning wordt geleverd (gezien het belang van het be-perken van de waterstroming doorheen de afdekking als middel ter bescherming van de onderliggende com-ponenten in een oppervlaktebergingsinstallatie, werd daarvoor een aparte veiligheidsfunctie R2a be-schouwd).

Na sluiting van de berging (verondersteld na ongeveer 100 jaar) kunnen we de volgende fasen onderscheiden [HS-2]:

Fase III: Nucleaire reglementaire controlefase (veronderstelde indicatieve duur van 250 jaar) waarin moni-toring en de toegangscontrole van de site zal worden voortgezet en waarin de radionucliden door verschil-lende veiligheidsfuncties zowel fysisch als chemisch in het bergingssysteem ingesloten worden.

Fase IV: Isolatiefase na opheffing van nucleaire reglementaire controle waarin een het afval nog in zekere mate geïsoleerd blijft tegen waterinfiltratie (duurtijd van enkele honderden jaren) zodat vertraging en atte-


nuatie van het vrijkomen in de biosfeer wordt bereikt door zowel chemische als een (met de tijd afnemende) fysische retentie.

Fase V: Chemische insluitingsfase waarin vertraging en attenuatie van het vrijkomen in de biosfeer veron-dersteld bereikt te worden door enkel chemische retentieprocessen.

Fase VI: Post-insluitingsfase wanneer onzekerheden over de evolutie van het systeem zo groot worden dat evaluaties over de resterende insluiting illustratief zijn, i.e. na enkele duizenden jaren.

De hoofdsystemen, structuren en componenten (SSC) die zorgen voor de verschillende veiligheidsfuncties wor-den geïllustreerd in Figuur 35.

Figuur 35: Schematische voorstelling van het bergingssysteem en zijn belangrijkste SSCs.

Op basis van een evaluatie van beschikbare fenomenologische kennis over het afval, technische barrières en de site evenals degradatie en onzekerheden, worden de bijdragen van de verschillende componenten op voorzichti-ge wijze in rekening gebracht en samengevat in het veiligheidsconcept. Het veiligheidsconcept is de geïntegreer-de beschrijving van de belangrijkste veiligheidsfuncties geleverd door de SSCs gedurende de verschillende fa-sen. Het veiligheidsconcept en de verschillende onderdelen ervan zijn beschreven in hoofdstuk 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-2].

6.3.2.1 Het veiligheidsconcept integreert fasen, SSCs en veiligheidsfuncties

De langetermijn veiligheidsfuncties die door het bergingssysteem moeten worden vervuld, en de fasen waarover deze functies worden vervuld, worden geïllustreerd in Figuur 36. De duur van de fasen houdt rekening met de radiologische karakteristieken van het categorie A afval en het radioactief verval dat ervoor zorgt dat het inhe-rent risico met de tijd afneemt, en dat dus ook het aantal benodigde veiligheidsfuncties en maatregelen afneemt met de tijd.

1. Afdeklagen

7. Inspectiegalerij8. Funderingen

9. Site

2. Vast stalen dak

3. Module Dak

4. Module Midden

6. ModuleBasis

5. Monoliet

Fase Ia Fase Ib t.e.m. Fase V


~ 100 jaar ~ 350 jaar ~ 800 jaar

R3: Chemische retentie (sorptie)

R2a: Beperking van waterstromingdoorheen beschermende barrières

R1 : Beperking van vrijkomenuit afvalvorm

I1: Beperking van waarschijnlijkheid engevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie

R2b : Beperking van advectie en diffusie

S: Ondersteuning van een andere SSC

III. Nucl. Reg.Controle Fase

IV. IsolatieFase

V. Insluitingsfase

De rol van de verschillende SSCs wordt vervolgens gecategoriseerd om het relatieve belang van de functies die een bepaalde SSC vervult, aan te geven. De categorieën zijn:

Main (M): de SSC moet in staat zijn om onder normale omstandigheden de veiligheidsfunctie gedurende de vastgelegde termijn te vervullen. Het moet worden aangetoond en gecontroleerd dat er redelijk vertrouwen is dat de SSC, in normale toestand, de vereiste langetermijn veiligheidsfunctie zal vervullen.

Contribute (C): de SSC moet niet voldoen aan specifieke vereisten met betrekking tot een veiligheidsfunc-tie, maar kan bijdragen aan de vervulling van een bepaalde langetermijn veiligheidsfunctie.

Figuur 36: Veiligheidsfuncties voorzien door het bergingssysteem en de toegewezen fasen gedurende de-welke ze moeten worden ingevuld (helder groen) of worden verwacht voort te duren (afnemend groen).

Het veiligheidsconcept kan synthetisch worden weergegeven onder de vorm van een matrix, zoals weergegeven in Tabel 3. In Tabel 3 worden de belangrijkste SSCs verder gedetailleerd met sub componenten, te weten de af-dekking (1) bestaat uit een biologische laag (1.1), een bio-intrusie laag (1.2), een infiltratiebarrière (1.3), een zandlaag (1.4), een ondoorlatende top plaat (1.5), zwevende platen (1.6) een bitumen laag (1.7) en een zij-ophoging (1.8). In het veiligheidsdossier wordt de groep componenten 1.1, 1.2, 1.3, 1.4 en 1.8 ook ‘aarden af-dekkingslagen’ genoemd.

Afdekking — De functies van de afdekking met een M-rol zijn het beperken van de waterinfiltratie naar de onderliggende betonnen structuur (R2a) en het beperken van de kans op onopzettelijke menselijke intrusie (I1). ► Tijdens de nucleaire reglementaire controlefase (fase III), blijven de aarden afdekkingslagen herstelbaar

en vervullen ze een M-rol voor de veiligheidsfunctie R2a.

De biologische laag (1.1) vervult de R2a functie dankzij de volgende processen: evapotranspiratie, capacitieve wateropslag en laterale afvoer van water. Deze laag voorkomt ook uitdroging en bar-


sten van de kleilaag(en) van de infiltratiebarrière (1.3) door vorst/dooi cycli, uitdro-gings/bevochtigingscycli (veiligheidsfunctie S). De begroeiing op deze laag beperkt ten slotte ook de erosie.

De bio-intrusie barrière (1.2) vervult de R2a functie door laterale drainage van water dat niet door-heen de onderliggende infiltratiebarrière (1.3) sijpelt. Deze barrière beschermt de onderliggende in-filtratiebarrière (1.3) ook tegen bioturbaties ten gevolge van gravende dieren en van wortelgroei (S veiligheidsfunctie). De barrière beschermt eveneens de onderliggende infiltratiebarrière (1.3) tegen vorst/dooi en uitdrogings/bevochtingscycli.

De infiltratiebarrière (1.3) vormt de belangrijkste barrière tegen waterinfiltratie (R2a functie) naar de onderliggende modules. De laterale waterstroom bovenop de kleilaag wordt versterkt door de kleine helling van de lagen en de lage hydraulische conductiviteit van de gecompacteerde kleilaag.

De drainerende zandlaag (1.4) is de overgangslaag tussen de aarden afdekking en de ondoorlatende top plaat, en die voor een geomechanische stabiele ondersteuning voor alle bovenliggende lagen zorgt. Ook laat deze laag de laterale afvoer toe van het water dat door de infiltratiebarrière sijpelt en niet in de ondoorlatende top plaat doorsijpelt.

► De veiligheidsfuncties van de ondoorlatende top plaat (1.5) met een M-rol zijn: de beperking van de waterstroming (R2a) en de beperking van de waarschijnlijkheid van onopzettelijke menselijke intrusie (I1) tijdens de fasen III en IV. Deze laag heeft eveneens een S veiligheidsfunctie door te fungeren als een chemisch buffer tussen de modules en infiltrerend regenwater. Inderdaad, deze plaat uit beton zal het mogelijke effect op de overige onderliggende SSC betonelementen beperken door het verhogen van de relatief lage pH van het regenwater (dit wil zeggen ondersteuning voor R2a, R2b, R3 van de onder-liggende componenten van de module en monolieten). De top plaat fungeert ten slotte ook als een me-chanische ondersteuning van de aarden afdekkingslagen.

► De zwevende platen (1.6) zullen bijdragen tot (C-rol) de R2a veiligheidsfunctie door het verzamelen van het doorsijpelend water uit de bovenste lagen van de afdekking en het afvoeren van dit water weg van de modulewand. Ze vervullen eveneens een C-rol voor de veiligheidsfunctie S onder de vorm van een mechanische ondersteuning voor de aarden afdekkingslagen.

► De bitumen laag (1.7) zal bijdragen (C-rol) aan de R2a veiligheidsfunctie door beperking van insijpe-lend water in de modules.

► De zandophoging aan de zijdes (1.8) vormt een zijdelingse bescherming waardoor infiltratiewater en water dat door de afdekking stroomt rechtstreeks in de natuurlijke grondwaterspiegel kan afvloeien. De zandophoging draagt door zijn dikte bij tot het bemoeilijken van onopzettelijke menselijke intrusie tot in het afval en tot het beperken van de gevolgen van een menselijke intrusie. De ophoging fungeert ook als mechanische ondersteuning van component 1.1 tot 1.6 van de afdekking (M-rol qua S).

Module dak — De belangrijkste functies van het dak van de module zijn de beperking van de waterstroming (R2a) en de beperking van de waarschijnlijkheid van onopzettelijke menselijke intrusie (I1). ► De structurele top plaat (3.1) zal fungeren als een barrière met een M-rol voor binnendringend water

(R2a) en als een intrusiebarrière met een M-rol (I1) tijdens de fasen III en IV. ► De prefab afschermingsplaat (3.2) zal bijdragen (C-rol) als barrière voor binnendringend water (R2a)

tijdens de fasen III en IV. ► Net zoals de ondoorlatende topplaat (1.5) vervult de structurele topplaat een M-rol qua S als chemische

buffer die de mogelijke impact van regenwater op de andere onderliggende betonnen SSC-componenten beperkt.


Tabel 3: Matrix weergave van het veiligheidsconcept met toekenning van de M(ain) of C(contribute) rol voor de veiligheidsfuncties voor de verschillende SSCs tijdens de verschillende fasen.


Module midden — De veiligheidsfuncties van het module midden (4) met een M-rol zijn: het beperken van waterstroming (R2a, R2b), de chemische retentie van radionucliden (R3) en de beperking van waarschijn-lijkheid van onopzettelijke menselijke intrusie (I1). ► De modulewand (4.2) vormt een barrière die mogelijkse waterinstroming en advectie en diffusie tijdens

fases III en IV beperkt (M-rol qua R2a en R2b). Dit is een voorzorgsmaatregel, omdat wegens het bo-ven de watertafel plaatsen van de installatie, wegens het vermijden van capillaire suctie door middel van de drainagelaag (8.2) en wegens de zwaartekracht, een horizontale waterstroming of horizontaal radio-nucliden transport niet verwacht wordt om de dominante richting te vormen van het radionucliden-transport dat eerder dominant verticaal neerwaarts gericht is. De modulewand vervult ook een veilig-heidsfunctie op het gebied van retentie van radionucliden (M-rol qua R3) tijdens fase III, IV en V. De modulewand fungeert tijdens fase III en IV ook als barrière tegen menselijke intrusie (M-rol qua I1). Verder biedt de modulewand mechanische ondersteuning aan de ondoorlatende topplaat en de aardaf-dekking (M-rol qua S).

► Het doel van het grind (4.1) bestaat erin structurele schade aan de monolieten in geval van een aardbe-ving te beperken (d.w.z. het vormt een onafhankelijke structuur tussen modules en monolieten) (M-rol qua S).

Monoliet — De veiligheidsfuncties van de monoliet (5) met een M-rol zijn: de waterstroming beperken (R2a, R2b), de chemische retentie van radionucliden (R3), de beperking van waarschijnlijkheid van onop-zettelijke menselijke intrusie (I1) en het beperken van het vrijkomen van radionucliden uit de afvalvorm (R1). ► De caisson (5.1) en de mortel (5.2) vormen de eerste barrières rond de primaire colli geconditioneerd

afval en moeten fungeren als retentiebarrières voor de radionucliden (M-rol qua R3). Ze beperken bo-vendien de waterinsijpeling, advectie en diffusie door deze retentiebarrière (M-rol qua R2a/R2b) en fungeren als barrière tegen menselijke indringing (M-rol qua I1) tijdens fases III en IV. De caisson biedt verder mechanische ondersteuning aan de structurele topplaat (M-rol qua S).

► Voor monolieten van Type III wordt de mortel gebruikt om het bulkafval te conditioneren. In dat geval vormen de mortel en het bulkafval de afvalvorm (5.3) en beperken ze het vrijkomen van radionucliden (M-rol qua R1) tijdens fase III en IV door een fysische retentie door de beperking qua advectie en diffu-sie, een chemische retentie en de mechanismen tot vrijkomen uit het afval zelf (diffusie, trage corrosie, precipitatie, trage oplossing van vaste fasen).

Module Basis — De veiligheidsfuncties van de module basis (6) met een M-rol zijn: de beperking van ad-vectie en diffusie (R2b), de chemische retentie van de radionucliden (R3) en de beperking van waarschijn-lijkheid van onopzettelijke menselijke intrusie (I1). ► Tijdens de sluitingsfase wordt het bergingssysteem in zijn passieve toestand gebracht door alle open

ruimtes zoals het drainagesysteem, de inspectieruimte en de verbinding tussen de galerij en de inspec-tieruimte op te vullen.

► Alle componenten van de modulebasis fungeren tijdens fase III tot V als retentiebarrière voor de radio-nucliden (M-rol qua R3).

► De ondersteunende plaat (6.1), het opgevulde drainagesysteem (6.2) en de funderingsplaat (6.6) zullen tijdens fase III en IV bijdragen tot een beperking van advectie en van diffusie van radionucliden (M-rol qua R2b). Voor de opvulling van de inspectieruimte wordt voorzichtigheidshalve ondersteld dat de bij-drage tot beperking van advectie en diffusie van radionucliden een C-rol heeft (dit impliceert dat in de veiligheidsevaluaties een hoge effectieve hydraulische conductiviteit toegekend wordt).


► De funderingsplaat zorgt voor de mechanische ondersteuning van de kolommen (M-rol qua S). De ko-lommen, die in het zwaartepunt van een stapel monolieten worden geplaatst, fungeren als mechanische ondersteuning van de ondersteunende plaat (M-rol qua S). De ondersteunende plaat tot slot, biedt me-chanische ondersteuning aan de monolieten (M-rol qua S).

► De opvulling van de inspectieruimtes werkt bovendien als barrière tegen menselijke indringing (M-rol qua I1) en zal bijdragen tot de globale stabiliteit van de volledige structuur.

Opgevulde inspectiegalerij — De veiligheidsfunctie met een M-rol is het beperken van de waarschijnlijk-heid van onopzettelijke menselijke intrusie (I1). ► Zodra de toegangspunten van de inspectiegalerij (7) zijn gesloten (dat wil zeggen opgevuld), zullen zij

fungeren als een menselijke intrusie barrière (I1) tijdens de fasen III en IV. ► De opvulling van de inspectiegalerij draagt bij aan de gehele stabiliteit door te voorzien in een mechani-

sche ondersteuning voor de aarden afdekkingslagen.

Funderingen — De belangrijkste functies van de funderingen zijn het beperken van de capillaire opstijging van het grondwater (R2a) en de chemische retentie van de radionucliden (R3). ► Door het vermijden van watercontact door capillariteit tussen de watervoerende laag en het beton van

de module en door het zoveel mogelijk vermijden van verzadiging van de zand-cement ophoging, ver-vult de drainagelaag (8.2) een R2a veiligheidsfunctie met een M-rol tijdens de fasen III en IV.

► De zand-cement ophoging (8.1) vervult een M-rol als chemische retentie barrière (R3) tijdens de fasen III tot V.

► De drainagelaag en de zandophoging zijn tevens de mechanische ondersteuning van de bovenliggende componenten.

Site — De veiligheidsfunctie van de site met een M-rol is het beperken van de waarschijnlijkheid van onop-zettelijke menselijke intrusie (I1). ► De site (9.1) zorgt voor de mechanische stabiliteit van het volledige bergingssysteem (M-rol qua S). ► Ze draagt in zekere mate ook bij tot de retentie van de radionucliden tijdens fase III tot V, door de aan-

wezigheid van glauconiet mineralen (C-rol qua R3). ► Aangezien de berging wordt beschouwd als een nucleaire inrichting van Klasse I wordt er tijdens de

operationele fase, sluitingsfase en nucleaire reglementaire controlefase voorzien in een actief toezicht (9.2) (M-rol qua I1).

► Markers en archieven, grondbestemming en behoud van geheugen (9.3) zullen bijdragen tot het ver-minderen van de waarschijnlijkheid op onopzettelijke menselijke indringing (C-rol qua I1).

6.3.2.2 Het veiligheidsconcept focust ontwikkeling van de wetenschappelijke basis, het ontwerp en de veiligheidsevaluaties op de veiligheid

Het veiligheidsconcept is enerzijds een input bij de ontwikkeling van het ontwerp en vormt anderzijds de verza-meling van veiligheidskenmerken waarop in de veiligheidsevaluaties gesteund kan worden. Het veiligheidscon-cept wordt gebruik als een gemeenschappelijke leidraad voor de verdere ontwikkeling van de wetenschappelijke basis, de ontwikkeling van het ontwerp en de ontwikkeling van de veiligheidsevaluaties (zie Figuur 33 paragraaf 6.2.6).

1) Het veiligheidsconcept maakt een gerichte verdere ontwikkeling en beschrijving van de wetenschappelijke basis mogelijk: a) De M-rollen in het veiligheidsconcept vormen de primaire focus voor de ontwikkeling en documentatie

van de wetenschappelijke basis, om te onderbouwen dat op de veiligheidsfunctie kan worden gerekend


onder normale omstandigheden en om de mogelijke degradaties aan deze normale functionering te iden-tificeren.

b) De C-rollen in het veiligheidsconcept vormen een tweede aandachtspunt voor de ontwikkeling en do-cumentatie van de wetenschappelijke basis, met het oog op verder de basis te onderbouwen voor de eva-luatie van de mogelijke veiligheidsmarges.

2) Het veiligheidsconcept maakt een systematische ontwikkeling en beschrijving van het ontwerp mogelijk: a) Het veiligheidsconcept, samen met de ontwerpkeuzes en de vereisten afgeleid van de randvoorwaarden,

vormen de design inputs. Deze design inputs vormen verder de leidraad voor de ontwikkeling van het ontwerp voor de berging.

b) De design inputs worden vertaald in ontwerpvereisten, die de voorwaarden voor de verschillende SSCs beschrijven. Alle M-rollen in het veiligheidsconcept zijn gekoppeld aan ontwerpvereisten. Als er enige kennis aanwezig is en als het haalbaar is om dit uit te voeren, wordt de C-rol van het veiligheidsconcept, die beloften inhoudt voor toekomstige optimalisatie van de systeemperformantie, eveneens proactief geoptimaliseerd met het ontwerp.

3) Het veiligheidsconcept laat een ontwikkeling toe van de veiligheidsevaluaties, die systematisch rekening houdt met de veiligheidsstrategie, de wetenschappelijke basis en het ontwikkelde ontwerp. a) De M-rollen in het veiligheidsconcept en hun beschrijving in de wetenschappelijke en technische basis

vormen samen de beschrijving van de verwachte evolutie van het systeem. Dit is het startpunt voor de ontwikkeling van de scenario’s die beschouwd worden in de veiligheidsevaluaties. i) De beschrijving van de verwachte evolutie met karakteristieken, gebeurtenissen, processen met een

hoge aannemelijkheid en de bijbehorende onzekerheden wordt geabstraheerd in de conceptuele modellen voor de scenario’s die deze verwachte evolutie met verschillende niveaus van conserva-tisme voorstellen (likely evolution scenario, expected evolution scenario, referentiescenario).

ii) De beschrijving in de wetenschappelijke basis van onzekerheden en degraderende gebeurtenissen en processen wordt vervolgens gebruikt om de verstoringen/degradaties aan de verwachte evolutie te identificeren. Deze verstoringen/degradaties hebben een lagere aannemelijkheid dan de verwach-te evolutie waarin alle gebeurtenissen, processen inclusief verstoringen met een hoge aannemelijk-heid al inbegrepen zitten. Vervolgens worden deze verstoringen/degradaties met lagere aanneme-lijkheid geabstraheerd in conceptuele modellen voor alternatieve scenario's (alternatieve evolutiescenario's, alternatieve referentiescenario's, menselijke intrusiesscenario's).

b) Het effect van sommige C-rollen wordt verder geëvalueerd om een overzicht te krijgen van mogelijke bijkomende veiligheidsmarges en toekomstige mogelijkheden van verdere optimalisatie van de sys-teemperformantie.


6.4 NIRAS heeft de vereiste wetenschappelijke kennisbasis ontwikkeld voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties

De volgende paragrafen ontwikkelen deze argumenten meer in detail. De informatie put uit de hoofdstukken 4, 5 en 6 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-4] [HS-5] [HS-6].

NIRAS heeft een wetenschappelijke kennisbasis ontwikkeld over de oppervlakteberging voor categorie A afval in Dessel, om zo het ontwerp te optimaliseren en de haalbaarheid, robuustheid en veiligheid van de bergingsinstallatie te evalueren.

1) De site in Dessel is voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd. a) Een brede set van terreinverkenningen heeft geleid tot een breed scala aan gege-

vens en een diepgaande kennis en betrouwbaar hydrogeologisch model van de si-te. De site zal verder worden opgevolgd door monitoring.

b) De karakterisatie heeft bevestigd dat de site alle noodzakelijke kwaliteiten bezit zodat het een geschikte locatie is voor een oppervlakteberging.

2) De technische barrières van de berging zijn voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd. a) Een brede relevante internationale ervaring met cementgebaseerde barrières en

aarden afdekkingslagen, gecombineerd met specifieke onderzoeks- en demonstra-tie-activiteiten, hebben geleid tot een diepgaande kennis van de technische barriè-res. Dat zal verder worden bevestigd met toekomstig O&O en met monitoring.

b) De karakterisatie heeft de hoge duurzaamheid van het beton bevestigd en heeft een voldoende gedetailleerde kennis opgeleverd om de ontwikkeling van het ont-werp van de bergingsinstallatie en van de veiligheidsevaluaties mogelijk te maken.

3) De geschatte bronterm voor het categorie A afval is voldoende gedetailleerd om te verifiëren dat de radiologische impacts onder de toepasselijke normen liggen a) De preliminair geschatte bronterm van het categorie A afval is voldoende gedetail-

leerd om het ontwerp en de veiligheidsevaluaties van de bergingsinstallatie toe te laten, te verifiëren dat de radiologische impacts onder de normen liggen, en om stelselmatig de toekomstige aanvaarding van afval voor de bergingsinstallatie te plannen. Hierbij zal de werkelijke radiologische bronterm van de berging stap voor stap vastgelegd worden naarmate het afval geborgen wordt.

b) Het type afval dat naar de oppervlakteberging gaat is in overeenstemming met de internationale praktijken en de afvalbronterm ligt onder de internationale richt-waarden voor oppervlakteberging.

c) De preliminair geschatte bronterm van het categorie A afval is voldoende gedetail-leerd om het ontwerp en de veiligheidsevaluaties van de bergingsinstallatie toe te laten en om stelselmatig de toekomstige aanvaarding van afval voor de bergingsin-stallatie te plannen. Hierbij zal de werkelijke radiologische bronterm van de ber-ging stap voor stap vastgelegd worden naarmate het afval geborgen wordt.

d)


6.4.1 De site te Dessel is voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd

NIRAS heeft een voldoende gedetailleerde en betrouwbare karakterisering van de site uitgevoerd om een speci-fiek ontwerp van de bergingsinstallaties, aangepast aan de site, mogelijk te maken; om de site te bevestigen en om de evaluatie van het radiologische en chemische impacts7 mogelijk te maken. De karakterisatie van de site wordt beschreven in hoofdstuk 4 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-4]. Het programma van monitoring en toezicht van de omgeving wordt beschreven in hoofdstuk 16 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-16].

6.4.1.1 Een brede set van terreinverkenningen heeft geleid tot een breed scala aan gegevens en een diepgaande kennis en betrouwbaar hydrogeologisch model van de site

Dit werk omvatte de onderzoeken ter plaatse uitgevoerd tijdens de voorontwerpfase en de projectfase in de om-geving van de nucleaire zone van Mol-Dessel, de realisatie van een zettingsproef, en gedetailleerde ondersteu-nende modelleringen.

Verkenningscampagnes

In en rond de nucleaire zone van Mol-Dessel werden in het kader van de oppervlakteberging drie verkennings-campagnes georganiseerd (1999, 2002 en 2008/2010) met een groot aantal terreinproeven.

De twee eerste terreinverkenningen in 1999 en in 2002 waren bedoeld om algemene, indicatieve informatie te verkrijgen over de geologie, de hydrogeologie en de grondmechanische stabiliteit in de nucleaire zone. ► De campagne uit 1999 bestond uit een reeks waarnemingen op of in de nabijheid van de nucleaire zone,

zowel ten zuiden als ten noorden van het kanaal Bocholt-Herentals. Om de grondmechanische stabiliteit van de ondergrond na te gaan werden 22 Cone Penetration Tests (CPT’s) of diepsonderingen voorzien, en een pressiometerproef tot 70 m. Om de hydrogeologische situatie beter in kaart te kunnen brengen werden een 30-tal boringen met peilbuizen voorzien, debietmetingen op de Hooibeek, de Breiloop en Blekenloop uitgevoerd en ten zuiden van het kanaal Bocholt-Herentals een pompproef en tracer test uit-gevoerd.

► De bijkomende campagne uit 2002 had als voornaamste doelstellingen om de kennis van de Kasterlee-Diest Transition Layer (KDTL) ten noorden van het kanaal Bocholt-Herentals te vergroten, en om de geomechanische en hydraulische eigenschappen van de ondiepe ondergrond verder te bepalen. Om de kennis van de KDTL te vergroten en de geomechanische eigenschappen verder te verfijnen werd een gekernde boring van 52 m voorzien, werden er een aantal geo-elektrische profielen opgemeten, werd er een ondiepe seismische campagne uitgevoerd, werden er 15 CPTs voorzien en werden er 3 pressiome-terproeven voorzien. Om de hydrogeologische eigenschappen nader te bepalen werden er 10 bijkomen-de peilputten geplaatst, verspreid over de nucleaire zone en langs de Kleine Nete. Er werd ook een pompproef uitgevoerd in het gebied ten zuiden van de Europalaan. Ten slotte werden er bij de CPTs 21 dissipatie tests uitgevoerd om de hydraulische eigenschappen van zand en klei te berekenen en werden via laboratorium analysis op grondstalen parameters zoals porositeit, densiteit, glauconiet gehalte, kor-relgrootteverdeling en kationuitwisselingscapaciteit van de Zanden van Mol, Kasterlee en Diest be-paald.

7 De chemische impact wordt geëvalueerd in de project-MER [R-4].


De terreinverkenningen van 2008/2010 dienden om de gegevens uit de vorige twee onderzoekscampagnes aan te vullen met als doelstellingen om ten eerste verdere hydrogeologische inputgegevens te verkrijgen welke nodig zijn voor de veiligheidsevaluaties, ten tweede geotechnische eigenschappen van ondergrond ter hoogte van de berging nauwkeurig te bepalen, ten derde het seismisch risico te evalueren en ten vierde gede-tailleerde lokale ecologische data te verkrijgen. ► Er werden 37 nieuwe peilbuizen voorzien voor een verdere verfijning van de grondwatermodellen. Op

de boorstalen werden ongeveer 200 analyses uitgevoerd die onder andere de parameters hydraulische conductiviteit, diffusiviteit, bulkdensiteit, korrelgrootteverdeling, kationuitwisselingscapaciteit, glauco-niet gehalte, chemische analyse van U en Th, stabiele isotopen in poriënwater omvatten. Verder werden ongeveer 50 waterstalen afkomstig van grondwater, oppervlaktewater en regenwater geanalyseerd qua geochemie, radio-isotopen en stabiele isotopen. Om over een accuratere waterbalansvergelijking te kunnen beschikken in het gemodelleerd gebied, werden verder op drie plaatsen debietmetingen uitge-voerd. Om de hydraulische eigenschappen verder te verfijnen werd een reeks van pomptesten uitge-voerd, gegroepeerd in 4 groepen van peilbuizen.

► Om de geologische interpretatie van het volledige studiegebied te verbeteren, en meer specifiek de hori-zontale en verticale uitgestrektheid van de KDTL, werden ongeveer 170 diepsonderingen uitgevoerd verspreid over het volledige studiegebied. Deze diepsonderingen gaven tevens verdere informatie met betrekking tot de geotechnische eigenschappen van de ondergrond. Deze regionale gegevens werden in 2010 vervolgens aangevuld met lokale informatie op de locatie van de berging, gebaseerd op een bij-komende campagne van 88 CPTs. De geotechnische parameters werden verder bepaald met behulp van 2 geotechnische boringen, 7 pressiometer proeven en een aantal laboratorium proeven.

► Voor de aspecten seismiek is naast een meer generiek en regionaal programma (historische aardbe-vingscataloog, seismotectonische zonering, bepaling van tectonische karakteristieken en mogelijke breuken in de omgeving van de site, studie van de beschikbare geofysische data in de buurt van de site en een probabilistisch seismische hazard analyse), een meer site-specifiek programma nodig waarin de transfertfunctie bepaald wordt welke de attenuatie en versterking van golven tussen de seismische bedrock en het maaiveld beschrijft ter hoogte van de site. Hiertoe werden er op twee locaties telkens een seismometer aan het oppervlak en in de diepte geplaatst. De eerste locatie is het ondergronds laboratori-um ten zuiden van de berging en uitgebaat door de het economische samenwerkingsverband EURIDICE tussen NIRAS en het SCK•CEN, waar een seismometer in de Boomse Klei geplaatst werd, samen met een seismometer aan de oppervlakte. De tweede locatie is gesitueerd op de terreinen van SMET op de KMO zone Stenehei ten noorden van de berging. Op deze locatie werd in een vroegere bo-ring “Smet-Fish” een seismometer geplaatst op niveau van het Krijt (600m) samen met een seismometer aan de oppervlakte.

► In het kader van de voorbereidende werkzaamheden voor het milieueffectrapport werd in 2008/2009 een grootschalig ecologisch onderzoek (fauna en flora) uitgevoerd in de nabijheid van de toekomstige bergingsinrichting. Dit omvatte het in kaart brengen van de ecotoop, het opstellen van een vegetatie-kaart en het in kaart brengen van zeldzame plantensoorten en een onderzoek van de fauna. Deze gege-vens werden tevens gebruikt als inputgegevens voor de biosfeermodellering in het kader van de radio-logische impactevaluaties.

Naast deze verkenningscampagnes, wordt er ook rekening houden met andere gegevens. De diepe ondergrond van de Kempen is gekend door de ettelijke boringen die werden verricht op zoek naar steenkool (overwegend Limburg), opslag van aardgas, de berging van radioactief afval en de toepassing van geothermische energie


(overwegend Antwerpen). De ondiepe ondergrond is zeer goed gekend dankzij de honderden boringen die wer-den uitgevoerd voor de exploratie en exploitatie van grondwater.

Een ander element van de verkenningscampagnes houdt verband met het geplande omgevingsmonitoring- en toezichtsprogramma beschreven in hoofdstuk 16 van het Niveau 2 Veiligheidsrapport [HS-16]. Ter voorberei-ding hiervan werden reeds een aantal studies uitgevoerd en zijn er ook nog een aantal studies en referentiemetin-gen gepland. Met het oog op de mogelijke vestiging van een berging voor laagradioactief afval in Mol-Dessel heeft NIRAS in het jaar 2000 een grondige studie aangevat van de huidige radiologische toestand. In de loop van het jaar 2000 werd er een intense meetcampagne uitgevoerd welke onder andere twee soorten metingen omvatte:

Een zogenaamde “aerial gamma survey – AGS”: een meetcampagne waarbij men meetapparatuur geplaatst heeft in een helikopter en daarmee de regio overvlogen heeft. Door continu meting van de gammastraling en de bepaling van plaats en hoogte bekwam men aldus een beeld van de radiologische toestand.

Een aantal metingen ten velde: op basis van de eerste meetgegevens, werden een aantal plaatsen geselec-teerd, waar men met draagbare apparatuur van op de grondmetingen heeft uitgevoerd.

Hieruit kon besloten worden dat de externe achtergrondstraling niet duidt op een besmetting van de site en laag is in vergelijking met andere gebieden in België. Dit werd verder bevestigd door middel van een meer specifieke sitecampagne in 2011 waarbij de site volledig te voet bezocht werd met draagbare gammastralingsmeetappara-tuur gekoppeld aan een GPS toestel. Ook hier werd geen besmetting vastgesteld. Er werd geen enkele over-schrijding van 70 nSv/uur vastgesteld wat een normale te verwachten achtergrondwaarde is voor deze streek.

In 2004 werden er in het kader van de besprekingen binnen de werkgroep Milieu en Gezondheid van STOLA-Dessel radiologische en niet-radiologische referentiemetingen uitgevoerd op 19 staalname locaties verspreid over de gemeente Dessel. De waarden die hieruit bekomen werden waren vergelijkbaar met de waarden van de omge-vingsmetingen van het SCK•CEN. In het kader van de aankoop van terreinen voor de vestiging van de bergings-inrichting heeft NIRAS verder in 2007/2008 een oriënterend bodemonderzoek laten uitvoeren. Traditioneel wordt daarbij geen radiologische analyse uitgevoerd. Hier werd beslist om dit wel te doen, omwille van de nu-cleaire activiteiten in de buurt van het terrein en omwille van de toekomstige bestemming van het terrein. Bij de radiologische analyse van het grondwater werd er geen radiologische besmetting waargenomen.

Er zijn op de site zelf en de direct nabije omgeving nog verdere referentiemetingen met betrekking tot tijd geïn-tegreerde dosis, atmosferische metingen (aerosolen, tritium, koolstof-14, depositie), grondwater, bodem diepte-profielen gepland voor en tijdens constructie. Ook is in dit kader een bemonstering gepland van oppervlaktewa-ter en sedimenten in oppervlaktewater zoals de Witte Nete, Hooibeek, kanaal Bocholt-Herentals, vijvers ten noorden van de berging.

Tijdens de operationele periode en daarna is een radiologisch omgevingsmonitoringprogramma voorzien, dat periodiek en op regelmatige tijdstippen gerapporteerd zal worden en waarvan de resultaten zullen meegenomen worden bij toekomstige veiligheidsrevisies. Naast het radiologische omgevingsmonitoringprogramma, is er ook nog fysiek toezicht en structurele monitoring voorzien, alsook een controle en monitoring van het drainagewater in het drainagesysteem onderaan de bergingsmodules.


Zettingsproef

Aangezien een nauwkeurige kennis van de differentiële zettingen essentieel is voor het ontwerp van het ber-gingssysteem (zoals het transfersysteem van de rolbrug van een set van vier volledig geladen modules naar een aangrenzende set van vier lege modules, het effect van het kantelen van de modules, ...), besliste NIRAS om een grootschalige zettingsproef in de buurt van de toekomstige berging uit te voeren om de gegevens van de site on-derzoeken aan te vullen en een verdere verfijning van de geotechnische modellering te verkrijgen.

Deze bestaat uit een zandophoging in de vorm van een afgeknotte piramide van 20 m hoog, en waarvan de afmetingen en het gewicht in het centrale deel overeenkomen met die van een gevulde module. Dit laat toe om de werkelijke zettingen te vergelijken met die bekomen via verschillende soorten modelleringen (Zie Fi-guur 37).

Modelleringen

De kwantitatieve modellen maken de ontwikkeling van het ontwerp mogelijk en ondersteunen de veiligheidseva-luaties.

Probabilistische evaluaties van het seismische risico (Probabilistic Seismic Hazard Assessments - PSHA) om de twee ontwerpaardbevingen (Design Basis Earthquakes – DBE) en een buiten-ontwerpaardbeving (Beyond Design Basis Earthquake – BDBE) te definiëren. Dit werk is gebaseerd op een selectie van relevan-te aardbevingen uit de aardbevingscatalogus van de Koninklijke Sterrenwacht van België, die uit een breed scala van seismische gebeurtenissen bestaat vanaf het jaar 1350 tot nu. Deze uitgebreide PSHA ontwikkeld voor het NIRAS categorie A bergingsprogramma in de periode 2007-2011 is de eerste in zijn soort in Bel-gië.

Hydrologische oppervlaktewatermodellen om de waarschijnlijkheid van een overstroming van de site in te schatten, gebaseerd op de meetpunten voor de waterniveaus en/of waterstromen in de zone rond de site met inbegrip van simulaties voor het huidige klimaat en voor een extreem klimaatscenario.

Hydrogeologische modellen om de grondwaterstroming te berekenen en de impactzone te evalueren voor mogelijke besmetting, gebaseerd op de terreinverkenningen in het omringende gebied.

3D geotechnische modellen en gespecialiseerd materiaal modellen om de stabiliteit van de installaties te beoordelen en de differentiële zettingen van de bergingsinstallatie te evalueren tijdens de bouw, het opvullen van de modules en de plaatsing van de afdekking. Dynamische effecten werden ook bestudeerd om te verifi-eren dat het optreden van liquefactie en/of dynamische zettingen als gevolg van aardbevingsgerelateerde tril-lingen, geen grootschalige structurele vervorming van de bergingsinstallatie zullen veroorzaken.

Figuur 37: De zettingsproef.


6.4.1.2 De karakterisatie heeft bevestigd dat de site alle noodzakelijk kwaliteiten bezit, zodat het een geschikte locatie is.

De verschillende studies en onderzoeken die gekoppeld zijn aan de kenmerken van de site, hebben aangetoond dat de site betrouwbaar gekarakteriseerd en gemodelleerd kan worden, zodat:

de effecten op het ontwerp nauwkeurig kunnen worden bepaald en het ontwerp aangepast kan worden ter compensatie van aspecten waarin de site op zichzelf geen optimaal niveau van bescherming kan bieden,

haar bijdragen aan de veiligheid van de bergingsinstallatie kan worden beoordeeld.

Het ontwerp wordt behandeld in hoofdstukken 7 en 8 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-7, HS-8] terwijl de veiligheidsevaluaties behandeld worden in hoofdstukken 12, 13 en 14 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-12, HS-13, HS-14]. In deze hoofdstukken worden alle argumenten uit onderstaande tekst in detail uitge-werkt en wordt verwezen naar ondersteunende studies, rapporten en referenties ter staving van de verschillende stellingen.

De site heeft een stabiele geologie en vertoont een laag niveau van seismische activiteit. De niveaus van aardbe-vingen zijn voldoende nauwkeurig gekend om een robuuste berging te ontwerpen. De bergingsinstallaties zijn zo ontworpen dat redelijkerwijs te verwachten seismische gebeurtenissen de langetermijn veiligheidsfuncties niet zullen aantasten, doordat de berging bestand is tegen een referentie aardbeving:

De structuur van de berging is ontworpen om weerstand te bieden aan een ontwerpaardbeving tijdens de exploitatiefase (PGA van 0,125 g). Voorts laat het ontwerp van de structuur toe om de exploitatie op een veilige manier stil te leggen (bijvoorbeeld zal de rolbrug zijn lading niet verliezen) zodat daarna de mogelij-ke schade aan de structuur kan hersteld worden.

De structuur van de bergingsinstallatie is eveneens ontworpen om te weerstaan aan een ontwerpaardbeving tot aan het einde van de nucleaire reglementaire controlefase (PGA van 0,24 g).

Om na te gaan dat er geen klifeffecten optreden in systeemperformantie bij gebeurtenissen die erger zijn dan de ontwerpaardbeving, werd een buitenontwerpaardbeving (PGA van 0,33 g) beschouwd. De monoliet, een belangrijk veiligheidsonderdeel in het concept, is bestand tegen deze meer ernstige gebeurtenis.

Aardbevingen met een PGA van 0,224 g en 0,283 g werden gebruikt om de dynamische stabiliteit van de aarden afdekkingslagen te verifiëren. Het besluit is dat de modules bedekt blijven en dat de afdekking zijn veiligheidsfunctie beperking van de waterstroming behoudt. Een klein deel van de afdekking gesitueerd naast de modules zou echter wel aan afschuiving onderhevig kunnen zijn.

De site heeft voldoende draagvermogen. Het risico op liquefactie is beperkt en heeft geen invloed op de ber-gingsinstallatie, en de zettingen van de bergingsinstallatie zijn onder controle. De geotechnische eigenschappen zijn voldoende precies gekend om een robuuste bergingsinstallatie te ontwerpen:

De resultaten van de zettingenstudies werden gebruikt in de berekening voor de structuur van de bergingsin-stallatie. Bijvoorbeeld de inspectiegalerij en het drainagesysteem zijn ontworpen dat ze gravitair blijven functioneren zelfs bij de maximaal te verwachten differentiële zettingen; de rolbanen voor de rolbruggen werden ontworpen rekening houdend met de maximaal te verwachten differentiële zettingen.

Om het effect van de differentiële zettingen te beperken worden de modules structureel onafhankelijk van elkaar gebouwd. Tijdens de exploitatie worden vier aangrenzende modules gelijktijdig gevuld om differenti-ele zettingen te voorkomen. Verbindingen tussen de inspectiegalerij en de inspectiekamers zijn ook ontwor-pen om differentiële zettingen toe te laten.


De studie van de zettingen toonde aan dat na het vullen van alle modules met monolieten (max. gewicht ondersteld voor alle monolieten), een maximale totale verticale verplaatsing van 15,3 cm in uiterste limiet-toestand (Ultimate Limit State - ULS) en 11,2 cm in gebruikslimiettoestand (Serviceability Limit State - SLS) werd waargenomen. De maximale differentiële zettingen werden berekend: 3,5 cm (ULS) en 2,2 cm (SLS). Na de bouw van de afdekking bedragen de totale zettingen van de modules ongeveer 32,6 cm in ULS en 25,2 cm in SLS.

De site heeft stabiele en niet-agressieve hydrogeologische en geochemische kenmerken, zodanig dat deze geen degradatiebedreiging vormen voor de bergingsinstallaties.

De grondwaterpeilen, grondwaterwaterstroming en de zettingen zijn voldoende gekend om een berging te kun-nen ontwerpen die vrij is van infiltrerend grondwater.

Het laagste toegangspunt van de bergingsinstallaties, dat wil zeggen het toegangsniveau van de inspectie-galerij, ligt voldoende hoog. Dit beperkt het risico van waterinfiltratie in de inspectiegalerij. Het niveau van de monolieten ligt nog beduidend hoger.

Een anti-capillaire barrière (drainagelaag) is voorzien onder de zand-cement ophoging waarop de modules worden gebouwd. De barrière bestaat uit een grindlaag en voorkomt capillaire opstijging van het grondwater in de zand-cement ophoging.

Er is geen historisch bewijs van overstromingen op de bergingssite en de lokale topografie zal een mogelijke overstroming van de site zelf afzwakken. Overstroming is echter een bijzondere zorg vanwege de bijbehorende mogelijkheid dat water binnendringt in de installatie. Dus werd een gedetailleerde beoordeling van het overstro-mingsrisico gemaakt met behulp van een speciaal ontwikkeld hydrologisch model voor de regio.

Uit deze studie werd geconcludeerd dat het maximale overstromingsniveau voor neerslaggebeurtenissen met een waarschijnlijkheid van 10-7/jaar ongeveer 24,8 mTAW bedraagt en in het geval van een dijkdoorbraak aan het kanaal Bocholt-Herentals ongeveer 25,2 mTAW bedraagt. De bergingsinstallaties bevinden zich ruim boven deze niveaus.

Ook infiltratiebekkens op de site verzekeren een goede afvoer van regenwater bij extreme regenval.

De sitekarakterisatie heeft geleid tot voldoende kennis om de belangrijkste kenmerken van de site te identifice-ren, die bijdragen tot een vertraging en in de tijd spreiden van de migratie van radionucliden doorheen de geosfeer.

Een eerste hydrogeologisch kenmerk dat hiertoe bijdraagt, is de kleiige overgangslaag tussen de Zanden van Kasterlee en van Diest. Deze is overal aanwezig in de zone die mogelijks geaffecteerd wordt door het vrij-komen van radionucliden uit de berging. Ten eerste heeft deze laag met lage hydraulische conductiviteit. Ten tweede is deze laag samengesteld uit een reeks van kleilenzen.

Een tweede hydrogeologisch kenmerk dat hiertoe bijdraagt is het glauconiet op de bodem van de Zanden van Kasterlee en doorheen alle lagen van de Zanden van Diest en Berchem. Glauconiet is een ijzerrijk mine-raal met grote sorptiecapaciteit. In de Zanden van Kasterlee is de hoeveelheid glauconiet beperkt (hoogstens enkele gew %), maar de diepere Zanden van Diest en Berchem bevatten tot 50% of meer glauconiet.

Ten slotte maken de hydrogeologische processen en karakteristieken van de site (drainage door rivieren, relatief uniform waterstroompatroon) dat elke pluim radionucliden in het grondwater binnen een beperkte lokale zone zal blijven.


De site heeft een vlakke topografie en is niet onderworpen aan extreme temperatuurschommelingen of andere factoren die verwering, aardverschuivingen of soortgelijke instabiliteit bevorderen. Bovendien wordt de site ge-kenmerkt door lage epeirogenetische bewegingen en een lage erosiegevoeligheid.

De in de ondergrond voorkomende natuurlijke rijkdommen zijn niet van die aard dat exploratie/exploitatie een bedreiging vormt voor de bergingssite. Het noordoosten van België is een belangrijk grondwaterbekken. De in-dustriële productie van drinkwater gebeurt op grote schaal. Er ook zijn veel particuliere waterputten voor huis-houdelijk gebruik van het grondwater. Boringen voor bestaande projecten op aardwarmte zijn gepland en vinden plaats in de regio en in de nabijheid van de installatie. Het plaatsen van de bergingsinstallatie bovenop het op-pervlak leidt tot tumuli van ~ 20 m hoog. Dit is gunstig voor het vermijden dat (water)putten zouden geslagen worden die de bergingsinstallatie verstoren. Wat betreft de minerale rijkdommen, is het belangrijk om de win-ning van het hoogwaardige Mol Zand te vermelden. Het Mol Zand wordt nu gewonnen in de buurt van de krui-sing van de kanalen Bocholt-Herentals en Dessel-Turnhout-Schoten, ongeveer 6 km oostelijk van de site. Het meest westelijke punt van deze zandwinning ligt aan de Gravenstraat, ongeveer 1 km van de site. De dikte van het Mol Zand op de site te gering om momenteel geschikt geacht te worden exploitatie. Mogelijke toekomstige exploitatiegebieden zijn gelegen ten noorden van het huidige winningsgebied, dus op een afstand van ongeveer 6 km. Momenteel is voorzien om nog 30 tot 50 jaar zand te winnen in de regio.

De berging leidt niet tot een verstoring van de rijkdommen rond de site, omdat de radiologische effecten gepast laag zijn. Mol Zand in de onmiddellijke nabijheid van de bergingsinstallatie is beschermd door (1) de beperkte radiologische bronterm in de berging, (2) de insluiting in de technische barrières, (3) op lange termijn, na enkele honderden jaren, door (a) de beperkte omvang van enige pluim radionucliden in het grondwater, (b) het beperkte volume van Mol Zand dat beïnvloedt wordt en (c) de geringe sorptie van radionucliden op Mol Zand. Dit brengt met zich mee dat de lange termijn radiologische effecten onder elk niveau liggen dat van tel is. De insluiting in de technische barrières beschermt verder het grondwater op korte termijn. Met de radiologische langetermijn veiligheidsevaluaties, wordt aangetoond dat het grondwater ook op lange termijn adequaat wordt beschermd omdat voldaan wordt aan de criteria voor "water bestemd voor menselijke consumptie", die vastliggen in de Eu-ropese richtlijn 98/93/EG, zelfs zonder de normale praktijk van filtering en behandeling van grondwater voor gebruik als drinkwater voor menselijke consumptie.

De inspanningen voor de karakterisatie van de site hebben verder geleid tot voldoende meteorologische en kli-matologische gegevens, ten einde een aantoonbaar robuuste bergingsinstallatie te kunnen ontwerpen.

Deze gegevens werden gebruikt om extreme klimatologische omstandigheden met betrekking tot sneeuw, wind, tornado’s en temperatuur te definiëren als ontwerpbelasting. De klimatologische ontwerpbelastingen toegepast in het ontwerp van de bergingsinstallatie worden berekend op basis van de Eurocodes voor struc-turen en zijn de volgende: ► sneeuwbelasting op het dak: 0,50 kN/m²; ► wind met een pieksnelheidsdruk van 1,141 kN/m²; ► tornado met een pieksnelheidsdruk van 1,563 kN/m²; ► en temperatuur (buitenlucht: -20 °C/+40°C en een temperatuursverschil tussen staal en beton: -10°C

/+10°C).

De meteorologische en klimatologische gegevens werden gebruikt in de operationele en lange termijn radio-logische veiligheidsevaluaties, dit om de radiologische effecten voorzichtig te evalueren, rekening houdend met de huidige en verwachte meteorologische en klimatologische gegevens en onzekerheden.


De inspanningen voor de karakterisatie van de site hebben geleid tot voldoende gedetailleerde informatie over geografie, demografie, en de huidige menselijke activiteiten, meteorologie en klimatologie, hydrogeologie, na-tuurlijke rijkdommen, en over fauna en flora, zodanig dat de evaluaties van de radiologische effecten en meer in het algemeen de veiligheidsevaluaties kunnen worden uitgevoerd.

De gegevens over meteorologie, klimatologie, hydrogeologie, natuurlijke rijkdommen, fauna en flora wer-den gebruikt als invoergegevens voor de langetermijn veiligheidsevaluaties.

De gegevens over de menselijke activiteiten werden gebruikt in de operationele veiligheidsevaluaties waarin wordt bevestigd dat de risico's van vliegtuigongevallen gepast laag zijn.

De gegevens over de menselijke activiteiten werden gebruikt in de operationele veiligheidsevaluaties waarin wordt bevestigd dat de risico's van brand en gasexplosies gepast laag zijn.

In het kader van de periodieke veiligheidsherzieningen gedurende de levensduur van de installatie, zullen de evaluaties van de site periodiek worden bijgewerkt en geëvalueerd.

6.4.2 De technische barrières zijn voldoende gedetailleerd en betrouwbaar gekarakteriseerd

De fenomenologie van de technische barrières is beschreven in hoofdstuk 5 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-5]. De technische barrières zelf en hun ontwerp zijn beschreven in de hoofdstukken 7 en 8 van het veilig-heidsrapport niveau 2 [HS-7, HS-8] respectievelijk voor de monoliet en de andere barrières. In deze hoofdstuk-ken worden alle argumenten uit onderstaande paragrafen in detail uitgewerkt en wordt verwezen naar ondersteu-nende studies, rapporten en externe referenties ter staving van de verschillende stellingen.

6.4.2.1 Internationale ervaring in combinatie met specifieke onderzoeks- en demonstratie-activiteiten hebben geleid tot een diepgaande kennis van de technische barrières wat verder zal worden bevestigd door toekomstig O&O en door monitoring

NIRAS heeft de nodige kennis ontwikkeld over de technische barrières door de relevante brede internationale ervaring over aarden afdekkinglagen en cementgebaseerde barrières samen te brengen. Voor specifieke punten zoals de precieze samenstelling van de cementgebaseerde barrières en van de aarden afdekkingslagen voor de berging te Dessel, heeft NIRAS deze kennis verder verbreed en verdiept door het uitvoeren van specifieke on-derzoeks- en demonstratie-activiteiten.

Internationale ervaring met afdekkingen

Aarden afdekkingen worden op grote schaal toegepast als infiltratie barrières voor oppervlakteberging van afval. Bij het definiëren van het profiel van de afdekking voor de oppervlakteberging van categorie A afval in Dessel, heeft NIRAS zich grotendeels gebaseerd op bestaande nationale en internationale ervaring. De bepaling van het profiel heeft kunnen steunen op de ervaringsterugkoppeling uit bestaande afdekkingen zoals:

de afdekking gebouwd in 1986 op de UMTRAP installatie in Olen op ongeveer 10 km ten westen van de NIRAS site Dessel (gebouwd in het kader van de sanering van radiumproducten en residu’s),

de afdekking gebouwd in 1996 in Centre de la Manche, Frankrijk (berging voor laagactief afval)

de proefafdekking geïnstalleerd in 1996 in Centre de l'Aube, Frankrijk (berging voor laagactief afval).


De bepaling van de afdekking heeft ook gebruikt gemaakt van de ervaringsterugkoppeling uit een specifiek in-ternationaal panel van deskundigen dat NIRAS heeft verzameld in de loop van de huidige projectfase.

Internationale ervaring met cementgebaseerde barrières voor oppervlakteberging

Cementgebaseerde materialen worden wereldwijd toegepast als retentiebarrières voor radionucliden in bergings-installaties voor radioactief afval. Meer in het bijzonder is het een gemeenschappelijk kenmerk van alle bestaan-de oppervlaktebergingen met technische barrières rondom laagactief afval.

Voor de start van de huidige projectfase had NIRAS reeds proactief een compilatie laten uitvoeren. De compila-tie betrof (1) de rol van de betonnen barrières en (2) de lopende studies met betrekking tot betonnen barrières, in de verschillende oppervlaktebergingsprojecten ter wereld. Dit liet NIRAS toe om haar verdere studies over beton te focussen op de belangrijke aspecten.

Samenstelling betonnen barrières

Bij het definiëren van de samenstelling voor de cementgebaseerde barrières voor de oppervlakteberging te Des-sel, heeft NIRAS grotendeels geput uit internationale en eigen ervaring met cementgebaseerde barrières.

In het kader van het NIRAS B&C bergingsprogramma heeft een internationaal panel van deskundigen de detailontwikkeling van beton voor het ontwerp van de supercontainer voor hoogactief afval begeleid. Het panel omvatte experts van de Universiteit van Aberdeen - UK, BNFL-UK, CEA - Frankrijk, CEBELCOR - België, Galson Sciences - Verenigd Koninkrijk, Imperial College - UK, NIREX - Groot-Brittannië en het SCK•CEN - België.

Ook vond in de jaren '90 de detailontwikkeling en de implementatie van beton plaats voor de El Cabril op-pervlakteberging in Spanje, ontwikkeld en geëxploiteerd door ENRESA.

NIRAS heeft verder advies ingewonnen bij deskundigen van ENRESA en IETcc die het beton voor El Cabril ontwikkelden, bij deskundigen van het WTCB (Belgisch Wetenschappelijk en Technisch Centrum voor het Bouwbedrijf) en bij een deskundige van de Universiteit van Aberdeen - Verenigd Koninkrijk.

Chemische retentie op cementgebaseerde barrières

De chemische retentie van radionucliden door cementgebaseerde barrières werd gedurende vele jaren in detail bestudeerd. Hierover bestaat een omvangrijke hoeveelheid literatuur. Met het oog op relevante en betrouwbare gegevens uit deze brede kennis te selecteren, heeft NIRAS opdracht gegeven voor een twee-sporenstudie.

Aan het SCK•CEN - België, en voor een aantal bijkomende elementen ANDRA - Frankrijk/BMG - Zwitser-land, werd de opdracht gegeven om alle relevante internationale vrij beschikbare literatuur en gegevens sa-men te brengen en om een eerste werkversie van de documenten op vlak van chemische retentie op cement-gebaseerde barrières op te stellen.

Een internationaal panel van deskundigen vulden deze gegevens aan op basis van hun kennis en op basis van een onderlinge discussie waarbij beslist werd over de huidige wetenschappelijk beste schatting voor de onder- en bovengrenswaarden. Deze discussies resulteerden in de finale eerste officiële versie van de docu-menten, waarin de besprekingen van het expert panel vervat zit.

In de groep van internationale deskundigen waren deskundigen opgenomen uit de belangrijkste laboratoria die experimenten uitvoeren op vlak van chemische retentie van cementgebaseerde barrières (PSI - Zwitserland, Ser-


co Assurance - UK, Universiteit van Aberdeen - UK, CEA - Frankrijk, BMG - Zwitserland) en Europese radio-actief afvalbeheer instellingen met ervaring in cementgebaseerde barrières (ANDRA - Frankrijk, NAGRA - Zwitserland, NDA - UK).

Dit heeft geresulteerd in state-of-the-art documenten op het vlak van retentie van radionucliden op cementgeba-seerde barrières, die internationaal ook worden gebruikt in andere bergingsprojecten voor radioactief afval.

Carbonatatie als belangrijkste degradatiemechanisme van gewapend beton

Carbonatatie was het belangrijkste verwachte degradatie mechanisme voor beton voor de El Cabril oppervlakte-bergingsinstallatie en werd vervolgens verder beschouwd voor de specifieke opvolging van de site in de El Ca-bril bergingsinstallatie. In het verder onderzoeksprogramma van ENRESA, vertonen de in-situ ingegraven be-tonmonsters na 15 jaar nog geen enkel teken van carbonatatie. Daarmee wordt de hoge duurzaamheid bevestigd van het beton van El Cabril. We merken op dat het beton dat in El Cabril toegepast wordt gelijkaardig is aan het beton voor de modules en de caissons te Dessel.

De carbonatatiesnelheid wordt sterk beïnvloed door de relatieve vochtigheid in beton en is maximaal bij onge-veer 60% relatieve vochtigheid.

Daarom werd een brede inzameling gemaakt van beschikbare data over toestanden van waterverzadiging van beton, zowel bij laboratorium omstandigheden als bij civiele bouwwerken. Dit omvatten onder andere gegevens van: ► onder water gedompeld 12-jaar oud beton van de Great Belt Tunnel in Denemarken, ► beton van 40 jaar oude bruggen (Hathaway en Pensacola Bay) in de Verenigde Staten, ► monsters van diverse betonstructuren in Frankrijk, ► laboratoriummonsters blootgesteld aan weersomstandigheden van het Verenigd Koninkrijk en Midden-

Spanje.

Deze data werden aangevuld met: ► een studie van de specifieke atmosferische omstandigheden in Dessel door het SCK•CEN en ► specifieke modelleringsstudies van de evolutie van waterverzadiging in beton, uitgevoerd door het CEA

en het SCK•CEN. Hieruit kan geconcludeerd worden dat er sterke aanwijzingen bestaan dat de relatieve vochtigheid voor referen-tiebeton in Dessel zich rond de 80% zal situeren. Dergelijke relatieve vochtigheidswaarde zou leiden tot een veel lagere atmosferische carbonatatiesnelheid dan bij 60% relatieve vochtigheid. De relatieve vochtigheid in het re-ferentiebeton zal ter plaatse worden bepaald in de bergingsinstallatie te Dessel om dit verder te bevestigen.

Voor de bestaande ervaring met de carbonatatiesnelheid heeft NIRAS geput uit de resultaten van een project tussen 2003-2005 van de Scandinavische landen (Denemarken, Noorwegen, Zweden) met betrekking tot de CO2-opname tijdens de levenscyclus van beton. Dit project baseerde zich op een grote serie van gegevens over be-staande betonconstructies en laboratoriumtests voor het bepalen van een generieke enveloppe voor carbonatatie-snelheidsconstanten, generiek voor beton onder o.a. begraven en beschutte omstandigheden.

Gezien de recente internationale state-of-the-art publicaties en presentaties over het modelleren van atmosferi-sche carbonatatie van beton, heeft het CEA de opdracht gekregen van NIRAS om verder een modelleringsstudie uit te voeren op de atmosferische carbonatatie van beton voor de bergingsinrichting te Dessel. Dit met de doel-stelling te bevestigen dat de atmosferische carbonatatie onder de beschutte voorwaarden, die van toepassing zijn


op de bergingsinstallatie te Dessel vooraleer de afdekking bovenop de modules zal geplaatst worden, niet zal leiden tot een duidelijke afname van de betonperformantie.

In deze opdracht heeft het CEA ook een gevoeligheidsstudie uitgevoerd naar het effect dat verschillende parame-ters, zoals de relatieve vochtigheid, teweegbrengen op de gesimuleerde carbonatatiesnelheid.

Deze studie heeft verder bevestigd dat de enveloppewaarden voor de carbonatatiesnelheidsconstanten conserva-tief zijn voor de relatieve vochtigheidsomstandigheden in Dessel.

NIRAS heeft ten slotte de relevante Europese en Belgische normen evenals de Britse Standaarden en hun onder-steunende studies geraadpleegd. Hiermee kon de lage carbonatatiesnelheid bevestigd worden als enveloppe-waarde bij begraven omstandigheden, die van toepassing zijn op de bergingsinstallatie te Dessel nadat de afdek-king bovenop de modules geplaatst zal zijn.

Specifieke onderzoek en demonstratie activiteiten

Afdekking

In overeenstemming met de huidige internationale praktijken voor oppervlaktebergingsinstallaties voor radioac-tief afval, zal NIRAS op grote schaal (ongeveer 40 m bij 60 m) een proefafdekking bouwen om de performantie van de afdekking te testen en de evolutie ervan te bepalen over een lange termijn (ongeveer 30 jaar ).

Dit zal toelaten om de toekomstige constructie van de afdekking bovenop de modules verder te optimaliseren.

De proefafdekking zal ook site specifieke parameters aanleveren qua waterinfiltratie doorheen de afdekking. Op deze wijze zal het conservatisme in de modelaannamen voor de veiligheidsevaluaties verder verminderd kunnen worden.

Cementgebaseerde materialen

Specifiek onderzoek en demonstratie op cementgebaseerde materialen omvatten laboratoriumtests, de realisatie van prototype monolieten, een demonstratieproef en gedetailleerde ondersteunende modelleringen.

Het WTCB, het CEA en het IETcc voerden in opdracht van NIRAS experimentele programma’s uit om het be-ton te karakteriseren (bijv. hydraulische conductiviteit) en om de duurzaamheid van het beton te evalueren reke-ning houdend met chemische degradatie (bijvoorbeeld carbonatatie, sulfaataanslag, uitloging) en mechanische degradatie als gevolg van corrosie van de wapening in het beton (als gevolg van beton carbonatatie).


Verschillende prototypes van monolieten werden gefabriceerd. Deze werden gebruikt om het storten van het beton in dicht bewapende cais-sons te testen en om diverse testen uit te voeren, onder andere valtesten om de mechanische sterkte van de monolieten te testen. Tijdens de fabricage van deze prototypen door SOCEA (Oelegem, België) werden monsters genomen voor bepaling van de hydraulische conductiviteit door het CEA (Figuur 39). Dergelijke monsters leveren immers con-ductiviteitsresultaten die enigszins representatief zijn voor het beton dat op industriële schaal wordt geproduceerd.

Ook werd de bouw van een deel van een module en de inspectiegalerij (ongeveer 13 m bij 10 m) uitgevoerd als onderdeel van de demonstratieproef. Hiermee kon de verdichting van het beton gestort in het dichte wapenings-net van de modules getest worden. Deze proef liet onder andere ook toe om de krimp in te schatten tijdens de bouw. De proef maakte het mogelijk om te beschikken over monsters representatief voor structuren op grotere schaal. Deze monsters worden momenteel gebruikt voor testen qua carbonatatie en hydraulische conductiviteit van het beton.

De specifieke onderzoeksactiviteiten omvatten ook een uitgebreide verzameling van modelleringen die de ont-wikkeling van het ontwerp en de veiligheidsevaluaties ondersteund hebben. De belangrijkste ondersteunende modellen betreffen:

Modellering van de evapotranspiratie en drainage in de bovenste biologische laag van afdekking, en studie van de mogelijke invloed van verschillende grondsoorten en planten hierop. ► Hiermee werd een schatting gemaakt van de infiltratiewaarde die gebruikt kan worden in het water-

stromingsmodel van de aarden afdekking dat gebruikt wordt om de effectieve infiltratie naar de modu-les te berekenen als bovenste randvoorwaarde in de modellen van de langetermijn veiligheidsevaluaties.

► Deze schatting zal gebruikt worden bij het ontwerp en instrumentatie van de proefafdekking.

Modellering van de waterstroming door de aarden afdekkingslagen om een schatting te maken van de drai-nage naar de betonnen ondoorlatende top plaat. ► Een conservatieve modellering gaf aanleiding tot een resultaat van 60 mm/a voor de drainage naar de

ondoorlatende top plaat.

Figuur 40: Phenolftaleïne indicator (roze) toont zeer goede weerstand aan van beton tegen carbonatie

(IETcc)

Figuur 39: Betonmonsters gebruikt voor de bepaling van de hydraulische conductiviteit

(CEA)

Figuur 38: Meting van be-tonkrimp (WTCB)

Figuur 41: Prototype van een caisson.


► Een conservatieve aanname in deze modellering betreft de een hydraulische conductiviteit van 10-9 m/s die aangenomen werd voor de infiltratie barrière bestaande uit klei en van een geosynthetische kleilaag liner (GCL).

Modellering van de stabiliteit van de afdekking onder statische en dynamische belastingen, en modellering van de mogelijke afschuivingen in de afdekking. ► De stabiliteit van de afdekking bij statische belasting werd bevestigd. ► Het mogelijks beperkt afschuiven van materiaal bij aardbevingen concentreert zich voornamelijk in dat

deel van de afdekking dat zich niet direct boven de modules bevindt. Als gevolg hiervan leidt dit niet direct tot een vermindering van de performantie van de afdekking qua beperking van waterinfiltratie.

Modellering van de atmosferische carbonatatiesnelheid van beton. ► Hiermee werd bevestigd dat de carbonatatiediepte de wapening in het beton niet bereikt tijdens de peri-

ode dat het gewapend beton wordt onderworpen aan atmosferische omstandigheden. ► Wanneer deze resultaten gecombineerd worden met carbonatatie onder begraven omstandigheden, kan

geconcludeerd worden dat dat dit degradatiemechanisme van beton geen degradaties zal geven in tijds-perioden van enkele honderden jaren voor dit degradatieproces van beton.

Inverse modellering van de isothermische krimptest op de betonmonsters geproduceerd tijdens de productie van een prototype voor de monoliet. Hiermee werd een schatting van de hydraulische conductiviteit van het beton gemaakt.

Bepaling en verificatie van een state-of-the-art en consistente thermodynamische database voor cementsys-temen bij 10 °C, de gemiddelde lange termijn atmosferische temperatuur in Dessel die verwacht wordt te zullen heersen in de cementgebaseerde barrières van de berging.

Geochemische modellering van het beton aan de hand van de speciaal ontworpen thermodynamische data-base. ► Deze modellering bepaalde wat de overheersende chemische fasen zijn van chemische elementen in op-

lossing tijdens de verschillende stadia van chemische betondegradatie. Dit was ondersteunende informa-tie bij de bepaling van de chemische retentie op beton.

► Deze modellering ondersteunde ook batch-type reactormodellen voor uitloging van betonfasen en hun invloed op pH en porositeit. Dit laatste uitlogingsmodel levert een schatting van de minimale tijdsscha-len voor de verschillende stadia van beton tijdens de chemische degradatie van het beton. Deze stadia en hun tijdsschalen worden gebruikt in de modellen voor de langetermijn veiligheidsevaluaties.

Modellering van de effecten van verschillende conceptualisaties en geometrieën van scheuren op de uitlo-ging van beton en op het transport van radionucliden. ► Het effect van scheuren op de uitloging van beton werd bestudeerd aan de hand van model dat een (ge-

abstraheerd model van) reactief transport koppelt met een model met scheuren. ► Dit model gaf aan dat scheuren een beperkt versnellend effect hebben van chemische degradatie van be-

ton, en dat de schatting van de tijdschalen door middel van batch-type reactor modellen in combinatie met initieel al maximale waterstromingen zeer sterke onderschattingen van de tijdsschalen van chemi-sche degradatiestadia van beton levert.

► Een verdere modellering betreft het effect van scheuren op het transport van radionucliden. In deze scheuren werd voorzichtigheidshalve geen chemische retentie van radionucliden ondersteld. Deze mo-


dellering gaf aan scheuren in de modules een hydraulische barrièrewerking hebben (waterstroming vindt hoofdzakelijk plaats in de scheuren in plaats van in de betonnen componenten met radionucliden) gedurende de periode dat het beton in zijn totaliteit nog niet fysisch gedegradeerd is. Deze hydraulische barrièrewerking vertaalt zich in een beperking van de radionuclidenfluxen die uit de berging komen ge-durende deze periode die overeenstemt met fase IV (350-800 jaar).

6.4.2.2 De karakterisatie heeft de hoge duurzaamheid van het beton bevestigd en heeft een voldoende gedetailleerde kennis opgeleverd om de ontwikkeling van het ontwerp van de bergingsinstallatie en van de veiligheidsevaluaties mogelijk te maken

De verschillende studies en onderzoeken met betrekking tot technische barrières hebben de hoge duurzaamheid van het beton bevestigd. De studies en onderzoeken hebben er ook toe geleid dat de technische barrières op be-trouwbare wijze kunnen worden gemodelleerd zodat de performantie van het bergingssysteem bepaald en geop-timaliseerd kan worden aan de hand van het ontwerp en de veiligheidsevaluaties.

Duur van de corrosie initiatiefase

De initiatiefase voor corrosie wordt geschat in de orde van grootte van enkele honderden jaren. Dit op basis van literatuurgegevens, specifiek onderzoek voor het geselecteerde beton, de keuzes van de materialen voor het be-ton en rekening houdend met de milieukenmerken van de site te Dessel en de randvoorwaarden voor de compo-nenten van het gewapend beton.

Corrosie van de wapening is het belangrijkste chemische degradatiemechanisme dat de duurzaamheid van het gewapend beton bepaalt. De volgende degradatieprocessen werden immers geëlimineerd omwille van de milieu-kenmerken van de site te Dessel en de selectie van materialen voor het beton: interne en externe sulfaataanval, alkali-silica reactie (ASR), biologische degradatie en schade door vorst-dooi cycli.

Daar komt nog bij dat literatuurgegevens en specifieke modellering voor de bergingsinstallatie te Dessel aanto-nen dat uitloging van betonfasen tot enkele duizenden jaren niet zal leiden tot een depassivatie van de wapening. Dit laatste betekent dat de voornaamste overblijvende degradatiemodi voor de duurzaamheid van het beton de volgende zijn:

carbonatatie die leidt tot een depassivatie van de wapening en

mechanische degradatie als gevolg van grote aardbevingen. Zowel voor de atmosferische carbonatatie als mechanische degradatie wordt de duurzaamheid geschat in de orde van grootte van enkele honderden jaren.

De tijd vooraleer het carbonatatiefront de wapening bereikt wordt verminderd indien macroscheuren, initieel aanwezig zouden zijn in de betondekking van de wapening. De schatting van enkele honderden jaren werd ge-maakt in de veronderstelling dat er geen macroscheuren aanwezig zijn in de betondekking, en is in overeen-stemming met een robuust ontwerp van het beton en met de waarnemingen op de prototypes van de monolieten en op de demonstratieproef van de modules.

Bovenop de wapening wordt een dekking van beton voorzien van 4 cm. Dit is het resultaat van een optimalisatie waarin een afweging gemaakt wordt tussen enerzijds het risico op krimpscheuren dat verminderd wordt met een mindere dikte en anderzijds het bereiken van de wapening door het carbonatatiefront dat in de tijd uitgesteld wordt naarmate de dekking groter is. Het resultaat is een optimalisatie waarbij enerzijds het risico op krimp-


scheuren beperkt wordt, maar anderzijds ook een hoge duurzaamheid ten opzichte van carbonatatie verkregen wordt. Door het vergelijken van verschillende opties voor de constructiesequentie van de module, werd deze geoptimaliseerd om mogelijke krimpscheuren te voorkomen. De gekozen constructiesequentie van de module en dekkingsgraad van het beton van de caissons en de modules werd getest in de demonstratietest en prototype-monolieten en heeft tot nog toe geen waarneembare (macro)scheuren vertoond.

De zorgvuldige keuze van cementgebaseerde materialen beperkt de diffusiesnelheid van CO2 in beton, en dus de snelheid van carbonatatie. De optimalisatie van de dekking van de wapening leidt bovendien tot een duurzaam beton waarbij het ogenblik van bereiken van de wapening door het carbonatiefront in de tijd uitgesteld wordt.

We merken op dat er altijd microscheuren aanwezig zijn in beton. Microscheurten zijn microscopisch kleine scheurtjes, verspreid over de hele betonmatrix en die bestaan in alle op cementgebaseerde structuren als gevolg van plastische krimp, hydratatiewarmte, krimp en mechanische belasting. Door hun alomtegenwoordigheid in beton is het effect van deze scheuren op de hydraulische conductiviteit en de diffusie-eigenschappen in de labo-ratoriummetingen opgenomen en dus vervat in de duurzaamheidsevaluatie van het beton. Bekeken op een ma-croscopische schaal, zullen microscheuren niet worden omschreven als snelle of bypass wegen voor bulk water, gas of chemisch transport door beton. Een optimalisatie van de betonsamenstelling naar het beperken van hy-draulische conductiviteit en porositeit, minimaliseert in de mate van het mogelijke deze microscheuren.

De volgende elementen ondersteunen de stelling dat er geen macroscheuren zullen aanwezig zijn in het beton:

De samenstelling van het beton met een sterk sulfaatresistent (HSR) cement en kalkhoudende aggregaten draagt bij tot het vermijden van macroscheuren die de duur van de corrosie initiatiefase verkorten.

Bij de uitvoerbaarheid van de realisatie van het ontwerp wordt geargumenteerd dat macroscheuren kunnen worden voorkomen door een correcte toepassing van QA/QC van de betonsamenstelling, door gepast ont-werp van de wapening en door middel van geschikte bouwtechnieken (het aspecten uitvoerbaarheid worden verder beargumenteerd in paragraaf 6.5.2.2).

Een belangrijk onderzoeksprogramma werd gestart ter bijkomende bevestiging dat er geen macroscheuren aanwezig zijn in de betondekking, zowel op jonge leeftijd wanneer plastische krimp tijdens uitharding kan optreden als in latere stadia tijdens de corrosie initiatiefase.

Alle inspanningen die gedaan werden om scheuren te vermijden in beton, en de voorziene maatregelen qua scheuren worden meer in detail besproken in de volgende paragraaf 6.5.2.2 die de optimalisatie van het ontwerp bespreekt.

Omdat voor beton momenteel geen gevalideerde predictieve modellen bestaan over de hier beschouwde tijds-pannes van enkele honderden jaren, wordt een benadering voorgesteld die gebaseerd is op periodieke her-evaluaties en continue opvolging van de betoneigenschappen.

Deze werkwijze bestaat in het periodiek testen en onderzoeken van in-situ opgeslagen getuigenstructuren in omstandigheden die volkomen representatief zijn voor de betonnen SSCs.

Deze stukken zullen in het onderzoeks- en monitoring programma worden gebruikt ter verdere bevestiging en evaluatie van de carbonatatie in functie van de tijd en ter evaluatie van de gemaakte aannamen van de corrosie initiatiefase.

Tijdens de fases van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle zullen de betonstructuren dus blij-vend opgevolgd worden door een combinatie van verificaties en controles direct op de structuren, verificaties op getuige structuren en verder onderzoek en ontwikkeling met betrekking tot betondegradatie.


Indien er door deze controles macroscheuren vastgesteld worden, wordt het fenomeen verder onderzocht en in-dien noodzakelijk gemitigeerd, bijvoorbeeld door middel van reparaties, versterking van andere barrières in het kader van gelaagde bescherming, lokale vermindering van de bronterm ... Een methodologie voor verificatie en bepaling van macro/microscheuren en voor beslissingen tot mitigatie van macroscheuren wordt ontwikkeld en zal beschikbaar zijn bij de start van de fase van constructie.

De duur van de corrosie initiatiefase is van een orde van grootte van enkele honderden jaren. Dit wordt verder ondersteund door andere complementaire redeneerwijzen:

Recentelijk startte het gebruik van duurzaamheidsindicatoren voor de beoordeling van de duurzaamheid van gewapend beton. De duurzaamheidsindicatoren bestaan onder meer uit watertoegankelijke porositeit, effec-tive diffusiecoëfficiënt voor chloriden, hydraulische conductiviteit uit directe metingen, initieel gehalte aan portlandiet. Als we de kenmerken van het beton, ontwikkeld voor de berging te Dessel, vergelijken met de duurzaamheidsindicatoren voor wapeningscorrosie veroorzaakt door carbonatatie, behoort het beton tot de hoogste duurzaamheidsklasse.

Metingen van porositeit en permeabiliteit van het beton, ontwikkeld voor de berging te Dessel, en het feit dat de kalksteen vulstof kan worden toegevoegd aan het cementgewicht in de noemer van water/bindmiddel (W/B = 0,41-0,42), toont aan dat het beton gelijkaardig is aan hoog performant beton (high performance concrete - HPC).

Degradatie na 350 jaar

Na enkele honderden jaren maakt het mogelijks optreden van macroscheuren dat de onzekerheden met betrek-king tot de voorspelbaarheid van de evolutie van de berging stijgen. Dit maakt dat de technische barrières vanaf dan progressief zullen degraderen tot alle barrières van de volledige berging hun fysische eigenschappen verlo-ren zullen hebben enkele honderden jaren later. Dit is een belangrijk gegeven bij het opstellen van de scenario’s en de conceptuele modellen voor de langetermijn veiligheid.

Een andere belangrijke gegeven voor de veiligheidsevaluaties betreft de gemodelleerde chemische evolutie van het poriënwater in het beton als gevolg van uitloging van de betonfasen door infiltrerend water:

stadium I wordt gecontroleerd door de alkalimetalen Na en K en vertoont bij 10°C een pH van 13.8,

stadium II wordt gecontroleerd door het portlandiet Ca(OH)2 en vertoont bij 10°C een pH van 13,

stadium III wordt gecontroleerd door de gehydrateerde calciumsilicaten CSH en alumina-ijzer sulfaten AFm/t en vertoont bij 10°C een pH die varieert van 13 tot 10.7 en

stadium IV wordt gecontroleerd door calciet CaCO3 en vertoont een pH < 10 bij 10°C.

De resultaten van deze geochemische modellering worden weergegeven in Figuur 42. Een brede gevoeligheids-studie heeft aangetoond dat de duur van stadia I en II weinig afhangt van de samenstelling van de chemische samenstelling van het infiltratiewater als gevolg van wijzigingen aan de afdekking en wijzigingen in klimaat.


Figuur 42: Chemische evolutie van het poriënwater in beton, volgend uit een geochemische modellering bij 10°C voor een typische samenstelling van infiltratiewater.

Op basis van de specifieke massa van aanwezige fasen berekent het geochemisch model tevens de porositeit en de evolutie qua porositeit naarmate er verschillende fasen uit het beton uitgeloogd worden. Door een aantal mo-delvereenvoudigingen bedraagt de berekende initiële porositeit ongeveer 13% wat groter is dan de gemeten po-rositeit van 9,7%. In Figuur 43 zien we dat de berekende porositeit vrij constant blijft in stadium I, vervolgens toeneemt tot ongeveer 18% op het einde van stadium II en tot ongeveer 31% op het einde van stadium III en ten slotte tot dichtbij 50% in stadium IV.

Figuur 43: Evolutie van de porositeit volgend uit een geochemische modellering bij 10°C voor een typische samenstelling van infiltratiewater.

De duur van deze chemische stadia van het poriënwater wordt bepaald door de koppeling tussen hydraulische karakteristieken, infiltratiesnelheid van water uit de afdekking en chemische karakteristieken.

Indien men onderstelt dat de netto infiltratie in de afdekking vrij kan stromen doorheen alle beton van de instal-latie en dat men een volledige en ogenblikkelijke reactie van alle beton heeft, dan duren stadia I, II en III respec-tievelijk een tiental jaar, ongeveer 2 000 jaar en ongeveer 35 000 jaar.

In het geval men als infiltratiesnelheid uit de afdekking het (conservatieve) modelresultaat van 60 mm/jaar zou nemen, dan wordt stadium II van ongeveer 2 000 tot 14 000 jaar verlengd.

10 -2 10 -1 10 0 10 1 10 2 10 3 10 4

8

10

12

14

pH

Na- & K-oxide Por tland iet C -S-H , AFm/t C alciet

pH

Stadium I Stadium II Stadium III Stadium IV

Cumulatieve hoeveelheid water [kg]

10 -2 10 -1 10 0 10 1 10 2 10 3 10 4

0.3

Porositeit

Stadium I Stadium II Stadium III Stadium IV

Cumulatieve hoeveelheid water [kg]

Por

osite

it [-]

0.1

0.2

0.5

0.4


De onderstelling dat er voor de chemische degradatiesnelheid op geen enkel ogenblik enige fysische beperking is van de waterinfiltratie doorheen de berging maximaliseert de chemische degradatie van beton zodat eventuele versnelde fysische degradatie van beton geen invloed heeft op de reeds maximale snelheid van chemische degra-datie. Door dergelijke aanname in de veiligheidsevaluaties van afwezigheid van hydraulische barrières, kunnen dus de veiligheidsfuncties R2b en R3 van beton ontkoppeld worden en zijn ze onafhankelijk van elkaar bij be-tondegradatie.

Hydraulische conductiviteit van beton

Hydraulische conductiviteit van beton is een belangrijke parameter voor het beperken van de waterstroming en voor de fysieke retentie van radionucliden in betonnen barrières. Twee methoden werden gebruikt om de hydrau-lische conductiviteit (K) van het beton te bepalen: een directe en een indirecte.

Bij het gebruik in modellen van de resultaten van een directe meting, waarin water onder druk in contact ge-bracht wordt met een beton proefstuk, moet enige voorzichtigheid aan de dag gelegd worden:

Factoren als afmeting en vorm van specimen, conditionering vóór de proef, het toepassen van druk, de test duur, kunnen de verkregen resultaten beïnvloeden.

De bergingsinstallatie wordt niet blootgesteld aan bijkomende waterdruk ten opzichte van de zwaartekracht: ► De afdekking beperkt de insijpeling van water in het beton, wat resulteert in onverzadigd beton. ► Simulaties uitgevoerd door het SCK•CEN op het watergehalte in de afdekking wijzen op een lage wa-

terverzadigingsgraad in alle zandlagen rondom de betonnen structuren. De directe meting levert dus geen waarden die onmiddellijk geschikt zijn voor de modellering van water-stroming in de betonnen componenten van de bergingsinstallatie. De directe meting laat wel toe om de duurzaamheid en performantie van het gegeven beton te vergelijken met andere types beton. De testen bij IETcc, die gebruik maken van de directe methode, hebben op deze wijze bevestigd dat het voor de berging te Dessel gekozen beton volgens de duurzaamheidsindicatoren een hoge duurzaamheid bezit.

Door indirecte bepaling van de hydraulische conductiviteit van beton, wordt gebruik gemaakt van een inverse analyse van testen waarin de drijvende kracht voor waterbeweging niet druk is, maar de relatieve vochtigheids-gradiënt (onverzadigde voorwaarden). In het geval van de oppervlakteberging levert deze methode meer ge-schikte waarden op voor de modellering van de waterstroming.

Deze indirecte metingen gekoppeld aan een inverse modellering door het CEA voor de betonmonsters, genomen tijdens de fabricatie van het prototype van de monoliet (zie Figuur 39), leiden tot een waarde van de effectieve hydraulische conductiviteit die lager is 10-15 m/s. Deze resultaten tonen ook aan dat het beton gelijkaardige ka-rakteristieken als hoge performantie beton heeft: de waterretentie curves en de hydraulische conductiviteit voor het beton van de monoliet stemmen goed overeen met de gegevens voor HPC.

Uit deze elementen kunnen we concluderen dat voor de omstandigheden die representatief zijn voor het beton in de bergingsinstallatie in Dessel, de waarde die wordt verkregen door een combinatie van metingen en berekenin-gen niet meer dan 10-15 m/s bedraagt.

Voorzichtigheidshalve wordt om rekening te houden met opschaling en heterogeniteiten in reële structuren een vermenigvuldigingsfactor 100 genomen tussen deze waarde en de waarde gebruikt in de waterstromingsmodel-len: een hydraulische conductiviteit van 10-13 m/s is geselecteerd als waarde voor de modellen. Deze waarde ligt in het gebied van waarden die meestal voorkomen in de literatuur over HPC. Deze waarde moet beschouwd worden als een bovengrens (aangezien het beton onverzadigd is).


Voor de module wordt nog een bijkomende vermenigvuldigingsfactor 10 toegepast om rekening te houden met variabele uithardingsomstandigheden op de werf (10-12 m/s). Voor de monolieten wordt een dergelijke correctie-factor niet toegepast omdat deze zullen worden gemaakt en zullen uitharden onder goed gecontroleerde omstan-digheden in speciaal daartoe voorziene installaties.

Ten slotte werd geverifieerd dat de beschouwde waarden in het bereik 10-12 – 10-15 m/s binnen de gebruikelijke marges voor gelijkaardige gewapende betonnen structuren liggen, zoals het IRT bij de NEA peer review aan NIRAS aanbevolen had [R-5]:

In Japan werd een grootschalige test uitgevoerd naar de globale permeabiliteit van een structuur uit gewa-pend betonnen. Hydraulische conductiviteiten van 10-12 m/s en 10-15 m/s werden gerapporteerd, respectieve-lijk voor de grotere structuur met constructievoegen en voor de kleinere mock-up zonder constructievoegen. De bergingsmodulevloer/wanden en caissons voor de berging te Dessel zullen worden gebouwd volgens een sequentie die constructievoegen in grote mate vermijdt en enkel doet optreden aan de interface tussen modu-levloeren en de modulewand (paragraaf 6.5.2.2).

In de Verenigde Staten, op de bergingsinstallaties van de Savannah River Site, werden betonmonsters uit de testmuren en uit bestaande modules gekarakteriseerd. Afhankelijk van de samenstelling van het beton en het toegepaste kwaliteitscontroleprogramma werd een waterverzadigde hydraulische conductiviteit voor gewa-pend betonnen gesloten constructies gerapporteerd in een bereik van 10-11 en 10-15 m/s.

Een studie uitgevoerd in Frankrijk door het CEA en ANDRA toonde aan dat de gaspermeabiliteit van mon-sters die genomen zijn uit echte betonnen constructies slechts een factor 3 tot 4 hoger was dan de gasperme-abiliteit gemeten op monsters bereid op laboratoriumschaal. De opschalingsfactor die NIRAS momenteel hanteert tussen laboratoriumschaal en de reële betonnen structuren bedraagt 100.

Gegevens nodig voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties

De karakterisatie van de technische barrières heeft alle overige belangrijke parameters voor de veiligheidsevalua-ties en het ontwerp opgeleverd zoals mechanische sterkte, chemische retentiecoëfficiënten op cementgebaseerde materialen, het effect en mogelijke plaats van macroscheuren, de parameters porositeit en hydraulische conducti-viteit en hun evolutie in functie van de tijd. Een overzicht van de belangrijkste input voor de scenario’s en mo-dellen voor de langetermijn veiligheidsevaluaties en van de sleutelparameters voor de ontwerpberekeningen en voor de veiligheidsevaluaties wordt gegeven in Tabel 4.


Tabel 4: Overzicht van belangrijkste input die de fenomenologie van de technische barrières levert aan de ontwerpberekeningen en veiligheidsevaluaties.

Verschillende lijnen van argumentatie leveren een duurzaamheid van enkele honderden jaren van beton. Voorzichtige aannames: beton relatief intact tot 350 jaar, geleidelijke fysische degradatie tussen 350 en 800 jaar met invloed van macroscheuren op radionuclidentransport volledige fysische degradatie vanaf 800 jaar. Mechanische eigenschappen: mechanische sterkteklasse van beton is C40/50 Beperken van waterstroming door afdekking: Tot 350 jaar kan voorzichterwijze een infiltratie onderaan de afdekking van 3 10-12 m/s ondersteld worden door de

vezelversterkte betonnen top plaat. Na 350 jaar is niet uitgesloten dat de infiltratie toeneemt. Voorzichtigheidshalve kan ondersteld worden dat deze

toeneemt tot de netto infiltratie minus evapotranspiratie. Door bovendien op voorzichtige wijze rekening te houden met een toename van 20% in infiltratie door klimaat wijzigingen, kan een infiltratie van 1.3 10-8 m/s ondersteld worden.

Beperken van waterstroming en fysische retentie door cementgebaseerde barrières: Porositeit Diffusiviteit Hydraulische conductiviteit

Experimenteel Modellering van

de porositeit

Conservatief experimenteel (gelijk voor alle elementen) + conservatieve

modellering opschaling Experimenteel + modellering van de

conductiviteit + multiplicatie factor 100 Intact Gedegradeerd Intact Gedegradeerd Intact Gedegradeerd

Beton: 9.7 % Beton: 31% Beton: 3.8 10-11 m2/s

Beton: 2.0 10-10 m2/s

Beton module: 1 à 3 10-12 m/s

3 10-6 m/s Mortel: 10.7 % Mortel: 47% Mortel: 8.5 10-12 m2/s

Mortel: 3.5 10-10 m2/s

Beton monoliet: 1 10-13 m/s

Mortel: 6 10-14 m/s Chemische retentie op cementgebaseerde barrières: Rd [ℓ/kg] gebruikt in veiligheidsevaluaties

Element Betonnen componenten Zand-cement ophoging

I II III IV I II III IV Ag 1.510-1 1.510-1 1.510-1 510-2 510-2 0 Am 1.5103 1.5103 1.5103 5102 5102 0 Be 0 0 0 0 0 0 C 3102 7.5102 110-1 1102 2.5102 0

Ca 1.05100 1.510-1 1.5100 3.510-1 510-2 0 Cl 3100 7.5 0 1100 2.5100 0

Cm 1.5103 1.5103 1.5103 5102 5102 0 Cs 1.510-2 310-1 0 510-3 110-1 0 H 0 0 0 0 0 0 I 1.510-1 1.5100 1.510-1 510-2 510-1 0

Mo 4.510-1 4.510-1 110-1 1.510-1 1.510-1 0 Nb 7.5103 7.5103 5102 2.5103 2.5103 0 Ni 9.75100 6101 5100 3.25100 2101 0

Np(V) 1.5101 1.5101 1.5101 5100 5100 0 Pa(V) 1.5103 1.5103 3102 5102 5102 0

Pd 4.5101 4.5102 8102 1.5101 1.5102 0 Pu(VI) 3102 4.5103 5101 1102 1.5103 0

Ra 4.5101 1.5101 1100 1.5101 5100 0 Se(+VI) 4.510-1 4.510-1 110-1 1.510-1 1.510-1 0

Sn 3103 3103 4.510-1 1103 1103 0 Sr 1.5101 4.5100 1100 5100 1.5100 0

Tc(VII) 1.510-1 1.510-1 1.510-1 510-2 510-2 0 Th 4.5103 4.5103 4.5103 1.5103 1.5103 0

U(VI) 3102 4.5103 5101 1102 1.5103 0 Zr 1.5101 1.5103 310-1 5100 5102 0


6.4.3 De geschatte bronterm voor het categorie A afval is voldoende gedetailleerd om te verifiëren dat de radiologische impacts onder de toepasselijke normen liggen

De afvalkenmerken zijn beschreven in hoofdstuk 6 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-6]. De conformi-teitscriteria voor het afval zijn beschreven in hoofdstuk 15 [HS-15].

6.4.3.1 Rol van de afvalbronterm

Een eerste versie van de in 2008 preliminair geschatte mogelijke afvalbronterm wordt gebruikt om de voor de langetermijn veiligheid kritieke radionucliden te bepalen waarvoor, door middel van veiligheidsevaluaties, re-stricties bepaald worden qua radiologische capaciteit de berging (Ai,max) en qua activiteitsconcentraties in het afval (Ci,max), zodat er voldaan wordt aan de toepasselijke reglementaire normen.

Uit deze eerste versie van de bronterm worden vervolgens een aantal afvalstromen met beperkt volume maar hoge activiteit verwijderd, zodat de resulterende tweede versie van de bronterm de radiologische capaciteit van de berging (Ai,max) en de maximale activiteitsconcentraties (Ci,max) respecteert.

Deze tweede versie van de bronterm wordt gebruikt als verificatie dat de radiologische impact onder de toepas-selijke reglementaire normen ligt.

De versie van de bronterm die gebruikt wordt in (de veiligheidsevaluaties van) dit veiligheidsdossier is de schat-ting op referentiedatum 1 januari 2008; dit betekent dat de bronterm een momentopname van het categorie A afval in opslag en een voorspelling op deze datum geeft.

De bronterm neemt zowel het geconditioneerde afval in tussentijdse opslag, als prognoses over de toekomstige afvalproductie in rekening. Het geconditioneerde afval omvat zowel niet-geaccepteerd afval als geaccepteerd afval. Prognoses houden rekening met operationele activiteiten en met ontmanteling. Conform wet van 31 janua-ri 2003 houdende de geleidelijke uitstap uit kernenergie voor industriële elektriciteitsproductie, wordt een le-vensduur van 40 jaar ondersteld voor de commerciële nucleaire reactoren.

Deze schatting van de bronterm is de huidige beste schatting van NIRAS. Belangrijke onzekerheden over een aantal aspecten van de toekomstige radiologische bronterm blijven bestaan, in het bijzonder met betrekking tot de grote volumes van het toekomstige afval en ook van het historisch afval. Deze onzekerheden zullen blijven bestaan totdat (1) alle categorie A afval is geproduceerd en totdat (2) de acceptatiecriteria voor de berging van categorie A afval exact en volledig zijn gekend en bevestigd door een oprichtings- en exploitatievergunning zo-dat een volledige set van eisen voor de karakterisatie van afval bestaat. Deze onzekerheden betreffende de bron-term worden beheerd door een gestructureerde en planmatige strategie:

een gestructureerde en planmatige strategie voor een stap-voor-stap vergunning, bouw en exploitatie van de berging om de aanvaardingscriteria voor het afval te bevestigen en

een gestructureerde en planmatige strategie voor een stap-voor-stap karakterisatie, verificatie, erkenning en vervolgens de berging van het afval om de eigenlijke bronterm van de berging vast te leggen.

Deze onzekerheden verklaren waarom de huidige vergunningsaanvraag zowel een algemene strategie van afval karakterisatie als de voorgestelde bergingslimieten omvat, die samen verzekeren dat alle wettelijke radiologische dosis- en risicobeperkingen zijn nageleefd. Dit eerder dan een vergunning op basis van een gekende bronterm van het reeds geproduceerde afval. De werkelijke radiologische bronterm van de berging zal stap voor stap vast-gelegd worden naarmate het afval geborgen wordt.


Een afvalfamilie van categorie A bestaat uit afval met gelijkaardige karakteristieken qua oorsprong, type matrix, dosistempo, afvalcollo. Twee van de belangrijkste instrumenten voor het toezicht op het afval doorheen de vol-ledige afvalcyclus tot aan de bergingsinstallatie zullen het conformiteitsdossier en het opvolgingsdossier zijn (zie voorgaande paragraaf 6.4.3.1).

Een specifiek conformiteitsdossier zal worden opgesteld voor elke afvalfamilie. De doelstellingen daarvan zijn: ► de identificatie van de relevante conformiteitscriteria (zie Hoofdstuk 15 van het veiligheidsrapport ni-

veau 2 [HS-15]) voor de specifieke familie, ► aantonen dat de colli van deze familie "a priori" accepteerbaar kunnen zijn voor oppervlakteberging, ► het evalueren van de karakteriseringsmethode(s) van het radioactief afval behorende tot deze familie ► het evalueren van het nut van eventuele bijkomende controles.

De conformiteitsdossiers worden overgemaakt aan het FANC voor goedkeuring van de families die in aan-merking komen voor oppervlakteberging. Aanpassingen aan bestaande families of het toevoegen van nieuwe families in vergelijking met de afvalbronterm die in de vergunningsaanvraag staat, kan op voorwaarde dat de totale radiologische inventaris binnen de limieten blijft van de radiologische capaciteit van de bergingsin-stallatie (zie Hoofdstuk 14 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-14]), en/of indien vereist, na een speci-fieke veiligheidsevaluatie.

Voor deze goedgekeurde families zal NIRAS, collo per collo, de toelaatbaarheid van het afval bevestigen op basis van het opvolgingsdossier. Het opvolgingsdossier zal alle relevante informatie over het afval in kwes-tie verzamelen en vervult dus een belangrijke rol bij het toelaten van dit afval in de bergingsinstallatie. De opvolgingsdossiers van de afvalcolli bieden NIRAS, als exploitant van de oppervlaktebergingsinrichting, al-le informatie waardoor zij de acceptatie voor berging kan controleren. Alleen afvalcolli die door NIRAS ge-accepteerd zijn, kunnen worden geborgen.

Op deze wijze zal NIRAS bij exploitatie stap voor stap de eigenlijke bronterm van de berging vastleggen.

6.4.3.2 Geschatte hoeveelheden

De bronterm van categorie A afval uit 2008 (versie 2) omvat in totaal ongeveer 53 906 m3 opslagvolume gecon-ditioneerd afval dat als volgt verdeeld is:

13 766 m3 was op 1 januari 2008 in opslag waarvan: ► 10 416 m3 geproduceerd voor de goedkeuring van de algemene regels in 1999 (zie vorige paragraaf

6.1.1); dit afval is verder onderverdeeld als

4 105 m3 afval geproduceerd voor de standaardisatie van de afvalcolli in 1989 ;

6 311 m3 afval geproduceerd tussen 1989 en 1999; ► 3 350 m3 geproduceerd tussen 1999 en 2008.

40 140 m3 prognoses waarvan: ► 9 235 m3 operationeel afval; ► 30 905 m3 ontmantelingsafval

Het bestaande categorie A afval bevat 7 types afvalcolli, het 400 liter standaard vat is het enige standaard afval-collo dat wordt gebruikt sinds 1989. In periode daarvoor werd een brede variëteit aan niet-standaard colli ge-bruikt (Tabel 5). De prognoses voor het categorie A afval omvatten een directe conditionering van grotere stuk-ken ontmantelingsafval in type III monolieten, zodat manipulaties op deze stukken tijdens de ontmanteling worden beperkt en stralingsbescherming voor de ontmantelingsoperatoren wordt geoptimaliseerd. Varianten qua


verwerking en conditionering van grote stukken zijn mogelijk in de toekomst om werkzaamheden bij versnijding verder te verminderen.

Tabel 5 geeft een schatting van het aantal monolieten dat overeenkomt met de 2008 bronterm (versie 2). Uit deze tabel blijkt ook dat elk van de types afvalcollo wordt toegewezen aan een van de drie momenteel voorziene mo-noliet types I, II en III.

Het modulaire ontwerp van de berging geeft de flexibiliteit voor het toevoegen van bijkomende types monolie-ten, indien dit nodig mocht blijken om tegemoet te komen aan de veranderde technologie die tot nieuwe types afvalcolli leidt. Meer in het algemeen geven het modulair ontwerp en de mogelijkheid tot verschillende types monolieten de noodzakelijke flexibiliteit om op gepaste en geoptimaliseerde wijze met mogelijk nieuwe families afval in de toekomst om te gaan.

Tabel 5: Raming van het aantal monolieten (bronterm 2008 versie 2).

Type verpakking # collo Type Mono-liet # monoliet

220 L vat 1 142 Type I 228

400 L vat (oud niet-standaard) 3 054 Type II 764

400 L vat (standaard) 62 843 Type I 15 712

600 L vat 23 Type II 23

1000 L vat 103 Type II 103

1500 L vat 498 Type II 498

1600 L vat 171 Type II 171

Bulk afval 8 226 Type III 8 226

Subtotaal 76 060 25 725

Reserve - Type I 2 312

Reserve - Type II/III 1 525

Totaal - - 29 562

6.4.3.3 Geschatte chemische karakteristieken

De chemische karakteristieken van de bronterm wordt op twee manieren gebruikt: om de chemische verenig-baarheid tussen het afval en de omringende gebaseerde barrières te evalueren en het (lange termijn) chemisch effect van de chemische stoffen die aanwezig zijn in het bergingssysteem te evalueren.

Ten eerste wordt de chemische samenstelling gebruikt om de chemische verenigbaarheid tussen het afval en de omringende cementgebaseerde barrières te evalueren.

Een belangrijk deel van de chemische verenigbaarheid van het afval en de omringende cementgebaseerde barriè-res betreft complexvorming van radionucliden wat leidt tot een vermindering van chemische retentie in cement-gebaseerde barrières door de aanwezigheid van organische stoffen, chloride en boor. Uit deze evaluatie kon wor-den geconcludeerd dat specifieke maatregelen nodig zijn voor de afbraakproducten van cellulose in het afval en voor de verdamperconcentraten met een hoog gehalte aan chloriden.


Om rekening te houden met de verminderde retentie ingeval van afval met chloride en cellulose, zijn er correctie factoren berekend op de radiologische capaciteit. NIRAS is er zich van bewust dat de correctiefactoren voor verminderde chemische retentie, te wijten aan de aanwezigheid van cellulose en chloriden, een gebied van onze-kerheid is, en dus plant NIRAS om de verdere ontwikkelingen in dit gebied voorzichtig op te volgen binnen het kader van verder O&O.

Om de invloed van verminderde retentie te beperken tot deze twee types afval, wordt cellulosehoudend afval onderaan de modules geplaatst zodat migratie van afbraakproducten van cellulose geen andere monolieten kun-nen besmetten en de verdamperconcentraten worden geborgen in afzonderlijke modules.

Een ander deel van deze evaluatie van chemische verenigbaarheid heeft betrekking op de mogelijke zwelling van bitumen homogeen vermengd met slib, als gevolg van de mogelijke aanwezigheid van hygroscopische zouten. Dit wordt momenteel verder onderzocht en de eerste resultaten van de lopende karakterisatie tonen aan dat er geen zwelling te verwachten is, omdat de zouten die effectief aanwezig zijn niet tot zwelling leiden.

De resultaten van de evaluatie van de chemische verenigbaarheid zullen gedocumenteerd worden in de confor-miteitsdossiers voorafgaand aan de start van de berging van de verschillende afvalfamilies.

Ten tweede wordt de chemische samenstelling van het afval gebruikt om de (lange termijn) chemische effecten van chemische stoffen, aanwezig in het bergingssysteem, te evalueren. Deze evaluaties geven aan dat de chemi-sche effecten van de bergingsinstallatie onder de milieukwaliteitsniveaus voor het grondwater liggen en dus de kwaliteit van het grondwater niet verstoren. Deze evaluatie maakt deel uit van de niet-nucleaire milieurisico's die aan bod komen in het kader van het milieueffectrapport.

6.4.3.4 Geschatte radiologische karakteristieken

Het afval in opslag op 1 januari 2008 bestaat uit door NIRAS geaccepteerd afval en nog niet geaccepteerd afval.

De radiologische kenmerken van het geaccepteerde afval zijn gecontroleerd door NIRAS en worden als dusdanig opgenomen in de bronterm indien het afval tot de categorie A behoort.

In de bronterm worden de kenmerken van het niet-geaccepteerde geconditioneerde afval in opslag genomen zoals ze zijn, dat wil zeggen wanneer informatie over de radiologische kenmerken bestaat, wordt deze opge-nomen in de bronterm. Bij de toekomstige acceptatie van dit afval door NIRAS wordt de karakterisatie on-derworpen aan een formele controle inclusief correcties indien nodig en/of de ontbrekende kenmerken wor-den bepaald.

Radiologische kenmerken van prognoses van operationele afval werden geschat op basis van extrapolaties van bestaand geconditioneerd of niet-geconditioneerd afval en/of modellen voor toekomstige veranderingen in de afvalproductie. Voor de prognoses van operationeel niet-geconditioneerd afval zijn specifieke conceptuele mo-dellen gebruikt van de referentie-installaties voor verwerking. De prognoses voor de radiologische karakteristie-ken van ontmantelingsafval werden voor bepaalde stromen afval bepaald aan de hand van specifieke activatie berekeningen.

Het deel van het afval uit de geschatte bronterm waarvoor geen radiologische karakteristieken beschikbaar zijn, werd in rekening gebracht door extrapolatie: de activiteit van de nucliden in het deel van de bronterm met radio-logische karakteristieken werd vermenigvuldigd met de verhouding tussen het gehele opslagvolume van de bron-


term (~ 54 000 m3) en het opslagvolume van het deel van de bronterm met radiologische karakteristieken (~ 41 000 m3). Deze schatting is naar verwachting conservatief omdat het afval zonder beschikbare radiologische karakteristie-ken bestaat uit:

een gedeelte toekomstig ontmantelingsafval (10 056 m3), met een verwachte radiologische activiteit die la-ger is dan die van het momenteel gekarakteriseerde operationele afval,

een gedeelte historisch afval van de kerncentrales van Doel en Tihange (202 m3), en waarvan de radiolo-gische inhoud niet wezenlijk verschilt van het niet-geconditioneerde afval dat momenteel wordt geprodu-ceerd door dezelfde kerncentrales,

een gedeelte historisch afval van oude behandelings- en conditioneringsinstallaties (2 939 m3), die vervan-gen werden door de CILVA-installatie. Deze laatste biedt algemeen een grotere volumereductie dan de ou-dere installaties (dat wil zeggen een hogere concentratie van de specifieke activiteit van het afval),

en een beperkt deel prognoses divers exploitatieafval (196 m3).

De schatting van de bronterm uit 2008 ging uit van afvalfluxen, waarbij er in vergelijking met de afvalfamilies extra fluxen zijn in functie van (1) het al dan niet geaccepteerd zijn van het geconditioneerd afval, (2) het type radiologische afscherming binnenin de colli geconditioneerd afval en (3) de producenten en karakteristieken van het niet-geconditioneerde afval dat bij CILVA aangeboden wordt voor verwerking en conditionering. Dit resul-teert in ongeveer 900 afvalfluxen in de bronterm 2008.

Sinds 2008 heeft NIRAS de methodologie voor het vastleggen radiologische karakteristieken van de bronterm verder verfijnd door twee zaken. Ten eerste werden de radiologische karakteristieken meer gekoppeld aan de extrapolatie van de kenmerken van het geconditioneerde afval in plaats van de verwachte kenmerken van het niet-geconditioneerde afval te modelleren tot theoretische colli geconditioneerd afval. Ten tweede werd het afval gegroepeerd in afvalfamilies. Deze kunnen gemakkelijk worden geëxtrapoleerd voor het stapsgewijs organiseren van de acceptatie voor berging onder toezicht van de veiligheidsautoriteit FANC. De ongeveer 900 afvalfluxen stemmen overeen met 58 afvalfamilies. Met de methodologie gebaseerd op afvalfamilies wordt de aanpak ro-buuster en betrouwbaarder voor toekomstige updates.

Het Koninklijk Besluit van 18 november 2002 verplicht de afvalproducenten onzekerheden over de radiolo-gische kenmerken te bepalen in het kader van de erkenningsdossiers voor afval dat geaccepteerd wordt.

Voor de huidige productie van afvalcolli heeft NIRAS een aanpak ontwikkeld die momenteel wordt getest. Er zal worden rekening gehouden met onzekerheden op radiologische karakteristieken bij de berekening van het X-criterium dat verifieert dat het afval de toelaatbare activiteitsconcentraties Ci,max respecteert (zie hoofdstuk 15 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-15]).

Historisch afval moet geval per geval worden behandeld. Voor elk geval wordt de beschikbare informatie gecontroleerd, evenals de betrouwbaarheid van deze informatie in de huidige context. Het resultaat van dit onderzoek, in combinatie met de gedeclareerde activiteitswaarden, wordt gebruikt om te bepalen indien de-structieve radiologische analyses of nieuwe metingen uitgevoerd moeten worden of indien de beschikbare informatie voldoende is.

Op het niveau van de bronterm, waarin zowel niet-geaccepteerde (historisch) afval, geaccepteerd afval als prognoses voor de toekomstige productie van afval verrekend zijn, is een conservatieve schatting van de ra-diologische karakteristieken in hun geheel op dit ogenblik het meest aangewezen, gezien een groot percen-tage van het toekomstig afval van ontmantelingsactiviteiten zal komen.


De radiologische samenstelling van de afval bronterm als geheel is een noodzakelijk invoergegeven in de veilig-heidsevaluatie.

De radiologische samenstelling van de afval bronterm (versie 1) wordt gebruikt om een lijst te bepalen van voor de langetermijn veiligheid relevante radionucliden. Deze afbakening gebeurt door middel van screening bereke-ningen binnen de radiologische langetermijn veiligheidsevaluaties (de langetermijn veiligheidsevaluaties worden besproken in hoofdstuk 14 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-14]). Vervolgens worden radiologische ber-gingslimieten berekend die rekening houden met alle 40 voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucli-den. Daarna worden deze limieten gebruikt om versie 2 van de bronterm te bepalen door het weglaten van een deel van het beschouwde afval in versie 1 van de bronterm. Dit om een bronterm te bekomen die voldoet aan de radiologische limieten, opgelegd door de veiligheidsevaluaties. Ten slotte wordt versie 2 van de bronterm ge-bruikt door de veiligheidsevaluaties om de radiologische impacts te berekenen en deze te vergelijken met de van toepassing zijnde reglementaire dosisniveaus.

De invoergegevens voor de veiligheidsevaluaties zijn vermeld in Tabel 6 en Tabel 7. Tabel 6 heeft betrekking op versie 1 van de bronterm die gebruikt wordt om de 40 langetermijn veiligheid relevante radionucliden te bepalen. Tabel 7 heeft betrekking op versie 2 van de bronterm die gebruikt wordt om de radiologische effecten te bereke-nen van de 40 langetermijn veiligheid relevante radionucliden. Deze tabel geeft eveneens de belangrijkste nucli-den die gebruikt worden voor de operationele radiologische veiligheidsevaluaties, met name 60Co, 137Cs (de ope-rationele veiligheidsevaluaties zijn beschreven in de hoofdstukken 12 en 13 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-12, HS-13]).

Tabel 6: Radiologische kenmerken van de bronterm 2008 - versie 1, gebruikt om de voor de langetermijn veiligheid relevante radionucliden te bepalen.

Radionuclide Totale geschatte activiteit (Bq) Radionuclide Totale geschatte

activiteit (Bq) Radionuclide Totale geschatte activiteit (Bq)

H-3 3,39E+14 Mo-99 2,66E+07 W-188 2,05E+07

Be-7 2,35E+06 Tc-99 1,62E+11 Re-188 4,32E+07

Be-10 6,56E+08 Tc-99m 2,07E+07 Ir-192 9,51E+10

C-14 8,50E+12 Ru-103 4,89E+08 Tl-200 9,83E+05

Na-22 3,59E+08 Ru-106 3,86E+11 Tl-201 3,19E+09

Na-24 9,57E+10 Pd-107 7,54E+11 Tl-202 7,33E+09

P-32 6,34E+08 Ag-105 4,00E+09 Tl-204 1,22E+08

P-33 5,03E+08 Ag-108m 9,45E+15 Ra-226 6,41E+09

S-35 2,39E+10 Ag-110m 1,56E+16 Ac-227 3,56E+08

Cl-36 5,62E+10 Cd-109 4,52E+10 Th-229 6,48E+07

Ar-39 4,04E+06 Sn-119m 9,44E+02 Th-230 4,72E+05

K-40 5,13E+03 Sn-121m 7,94E+09 Th-232 4,02E+06

Ca-41 4,24E+11 Sn-125 3,23E+08 Pa-231 1,60E+05

Ca-45 3,36E+04 Sn-126 1,52E+08 U-232 3,58E+06

Sc-46 1,28E+06 Sb-124 5,05E+06 U-233 1,12E+09


Radionuclide Totale geschatte activiteit (Bq) Radionuclide Totale geschatte

activiteit (Bq) Radionuclide Totale geschatte activiteit (Bq)

V-48 2,83E+06 Sb-125 2,55E+10 U-234 3,40E+10

Cr-51 4,19E+10 Te-123m 7,63E+07 U-235 1,56E+09

Mn-54 3,47E+14 I-125 2,09E+11 U-236 1,38E+09

Mn-56 1,57E+06 I-129 6,85E+09 U-238 1,34E+10

Fe-55 2,75E+14 I-131 3,11E+09 Np-236 1,94E+07

Fe-59 3,12E+09 Cs-134 4,65E+13 Np-237 1,08E+09

Co-56 1,42E+10 Cs-135 4,52E+09 Pu-236 1,80E+04

Co-57 7,66E+09 Cs-137 9,68E+13 Pu-238 3,11E+11

Co-58 2,85E+14 Ba-133 1,18E+10 Pu-239 1,61E+11

Co-60 8,48E+15 Ba-140 3,74E+07 Pu-240 1,72E+11

Ni-59 1,04E+13 La-140 3,63E+07 Pu-241 1,17E+13

Ni-63 1,28E+15 Ce-139 1,53E+05 Pu-242 1,90E+09

Zn-65 6,46E+10 Ce-141 3,10E+08 Pu-244 4,63E+08

Ge-68 9,85E+05 Ce-144 4,69E+11 Am-241 6,33E+11

Se-79 7,54E+11 Pm-145 1,53E+03 Am-242 1,68E+09

Kr-85 1,54E+11 Pm-147 2,05E+10 Am-243 2,25E+09

Sr-85 3,91E+07 Sm-151 9,00E+11 Cm-242 1,95E+10

Sr-89 2,86E+07 Eu-152 3,34E+11 Cm-243 3,55E+08

Sr-90 1,33E+13 Eu-154 1,99E+11 Cm-244 2,27E+11

Zr-93 7,54E+11 Eu-155 6,22E+09 Cm-245 6,87E+06

Zr-95 1,21E+09 Gd-153 2,82E+03 Cm-246 2,21E+06

Nb-93m 2,37E+07 Tb-157 9,87E+02 Cm-247 8,64E-01

Nb-94 6,13E+11 Ho-166m 1,33E+03 Cm-248 6,91E+02

Nb-95 6,16E+09 Yb-169 2,86E+07 Cf-252 3,62E+03

Mo-93 7,54E+11 Ta-182 2,97E+05


Tabel 7: Radiologische kenmerken van de bronterm 2008 - versie 2 gebruikt om de operationele en de lange termijn radiologische effecten te berekenen.

Radionuclide Activiteit (Bq)

Halverings-tijd (Jaren)

Radionu-clide

Activiteit (Bq)


Radionu-clide

Activiteit (Bq)


H-3 3,42E+14 1,23E+01 Pd-107 6,51E+08 6,50E+06 U-238 4,59E+09 4,47E+09

Be-10 6,59E+08 1,60E+06 Ag-108m 2,74E+10 4,18E+02 Np-236 1,96E+07 1,52E+05 C-14 8,13E+12 5,70E+03 Sn-126 1,40E+08 2,30E+05 Np-237 7,00E+08 2,14E+06

Cl-36 5,56E+10 3,01E+05 I-129 1,05E+09 1,61E+07 Pu-238 1,92E+11 8,77E+01

Ca-41 5,20E+09 1,03E+05 Cs-135 4,45E+09 2,30E+06 Pu-239 1,12E+11 2,41E+04

Co-60(*) 1,22E+15 5,27E+00 Cs-137 9,72E+13 3,00E+01 Pu-240 9,26E+10 6,56E+03

Ni-59 5,31E+12 7,60E+04 Ra-226 8,87E+08 1,60E+03 Pu-241 7,69E+12 1,43E+01

Ni-63 5,36E+14 1,01E+02 Th-229 6,54E+07 7,34E+03 Pu-242 6,53E+08 3,74E+05

Se-79 3,53E+08 3,56E+05 Th-232 4,05E+06 1,41E+10 Pu-244 4,67E+08 8,00E+07

Sr-90 1,08E+13 2,88E+01 U-232 3,61E+06 6,98E+01 Am-241 3,25E+11 4,33E+02

Zr-93 5,59E+08 1,53E+06 U-233 1,13E+09 1,59E+05 Am-242m 1,68E+08 1,41E+02

Nb-94 5,79E+11 2,00E+04 U-234 1,63E+10 2,46E+05 Am-243 1,45E+09 7,36E+03

Mo-93 1,24E+08 4,00E+03 U-235 9,22E+08 7,04E+08 Cm-244 1,90E+11 1,80E+01

Tc-99 1,40E+11 2,14E+05 U-236 3,82E+08 2,37E+07

(°) Co-60 is gebruikt in de berekeningen van de operationele radiologische effecten.

De radiologische bronterm is geoptimaliseerd

Het feit dat een deel van het beschouwde afval in versie 1 van de bronterm wordt weggelaten om te voldoen aan de radiologische limieten, houdt in dat de radiologische limieten gepast laag zijn zodanig dat een vergunning gebaseerd op deze limieten gerechtvaardigd is en geen breder toepassingsgebied van de vergunning impliceert dan wat werkelijk nodig is.

Er moest slechts een beperkt volume weggelaten worden uit bronterm versie 1 om bronterm versie 2 te verkrij-gen. Dit impliceert dat het merendeel van het categorie A-afval al in de komende jaren in aanmerking komt voor berging met een zeer robuuste bescherming, in plaats van gedurende een aantal decennia langer in opslag te blij-ven in afwachting van de implementatie van een oplossing voor het langetermijnbeheer van categorie B afval. Deze verenigbaarheid tussen vergunningsvoorwaarden en de behoeften aan berging draagt bij tot een globale optimalisering van de stralingsbescherming in België.

6.4.3.5 Het type afval voor oppervlakteberging is in overeenstemming met internationale praktijken en de radiologische afvalbronterm ligt onder de internationale referentieniveaus voor oppervlakteberging

Categorie A afval uit operaties

Categorie A afval is afkomstig uit vroegere, huidige en toekomstige operationele activiteiten in de nucleaire splijtstofcyclus. Voorbeelden hiervan zijn de commerciële kerncentrales van Doel en Tihange, het onderhoud van toestellen bij Westinghouse - Nijvel en de centrale verwerking, conditionering en opslag van radioactief af-


val bij Belgoprocess - Dessel, Mol. Operationeel afval is ook afkomstig uit onderzoek, zoals nucleair onderzoek op het SCK•CEN - Mol, IRMM - Geel en verschillende onderzoeksactiviteiten aan de Belgische universiteiten.

Het operationele afval is ook afkomstig van medische toepassingen zoals de productie van radio-isotopen door het IRE, IBA radio-isotopen en het geneeskundig onderzoek bij Janssen Pharmaceutica.

Dit operationele afval omvat o.a. filters, licht besmet afval waaronder besmette beschermkledij, vloerveegsel, papier en plastic, resten van decontaminatie, vloeibare effluenten, gebruikte harsen van ionenwisselaars…

Categorie A afval uit ontmanteling

Categorie A afval is ook afkomstig uit ontmanteling en decontaminatie van installaties bij hun buitenbedrijfstel-ling. Het betreft installaties in de nucleaire splijtstofcyclus, cyclotrons, onderzoeksinstellingen en instellingen voor de productie van medische toepassingen.

Ontmantelingsafval van kernreactoren en hun hulpgebouwen, evenals van andere installaties uit de splijtstofcy-clus zal in meerderheid geactiveerd en besmet beton en metaalafval zijn, hoewel er ook vaste en vloeibare resi-duen afkomstig van de decontaminatie van delen van de installatie kunnen zijn.

Deeltjesversnellers gebruikt voor onderzoek en voor de productie van isotopen zullen voornamelijk aanleiding geven tot geactiveerd metaal en beton.

Bovendien zal ontmanteling ook afval zoals filters, besmette beschermkledij, vloerveegsel, papier, plastic ... met zich meebrengen.

Families van categorie A afval

Al het categorie A afval is vast of gesolidifieerd geconditioneerd afval. Het type geconditioneerd afval behoren-de tot categorie A bestaat onder andere uit gesupercompacteerde as vaten, constructiematerialen, filters, metaal, verdamperconcentraten, vast afval, niet-compacteerbaar vast afval, harsen, gesupercompacteerde vaten niet-brandbaar afval, divers vast afval, slib.

Gebaseerd op het type geconditioneerd afval levert de afvalproducent het algemene type matrix, het dosistempo op het ogenblik van de productie van het afval (LAAG komt overeen met 5 mSv/h op contact of 0.5 mSv/h op 1 m, en MIDDEL voor hogere dosistempi) en het algemene type afvalcollo. Dit leidt tot 58 families categorie A afval die momenteel beschouwd wordt en opgelijst staan in Tabel 8. Bestaande families kunnen worden gewij-zigd en nieuwe families toegevoegd op voorwaarde dat de totale radiologische inventaris binnen de limieten blijft van de radiologische capaciteit van de berging.


Tabel 8: Overzicht van de families geconditioneerd radioactief afval.

Familie Beschrijving Familie Beschrijving

ASHES-BGEVCO-400 Assen afkomstig van de Evence-Coppée verbrandingsoven RESIN-KCD-LOW-C400V Kerncentrale Doel, gecementeerde harsen,

laagstralend, oud 400 L vat

ASHES-CILVA-400 Supergecompacteerde as in perschijven, CILVA verbrandingsoven SCOMP-BGEVCO-400 Supergecompacteerde schijven, voorafgaand

aan CILVA (mobiele supercompactor)

CONCT-CNT-LOW-1500 Kerncentrale Tihange, gecementeerde concentraten, laagstralend, 1500 L vat SCOMP-CILVA-400 Supergecompacteerde schijven, CILVA niet-

brandbaar gemengd afval

CONCT-CNT-LOW-1600 Kerncentrale Tihange, gecementeerde concentraten, laagstralend, 1600 L vat SOLID-233-SCK-220 220 L vaten uit mobiele cementerings- eenheid

(onderaanneming van SCK; historisch afval)

CONCT-CNT-LOW-220 Kerncentrale Tihange, gecementeerde concentraten, laagstralend, 220 L vat SOLID-233-SCK-400 400 L vaten uit mobiele cementerings- eenheid

(onderaanneming van SCK; historisch afval)

CONCT-CNT-LOW-400 Kerncentrale Tihange, gecementeerde concentraten, laagstralend, 400 L vat SOLID-233-SCK-400V

Oude 400 L vaten uit mobiele cementerings- eenheid (onderaanneming van SCK; historisch afval)

CONCT-KCD-LOW-220 Kerncentrale Doel, gecementeerde concentraten, laagstralend, 220 L vat

SOLID-DECOM-LOW-400 Ontmanteling. SCOMPAC en/of VAST. 400 L vat

CONCT-KCD-LOW-400 Kerncentrale Doel, gecementeerde concentraten, laagstralend, 400 L vat SOLID-LOW-220 Gecementeerd vast afval, BELGOPROCESS, 220

L vat

CONCT-KCD-LOW-400V Kerncentrale Doel, gecementeerde concentraten, laagstralend, oud 400 L vat SOLID-LOW-400-A Gecementeerd vast afval, BELGOPROCESS,

laagstralend, 400 L vat

CONCT-KCD-LOW-600 Kerncentrale Doel, concentraten + vast afval, laagstralend, 600 L vat VARIA-CNT-LOW-1500 Kerncentrale Tihange, divers vast afval,

laagstralend, 1500 L vat CONSTRUCT-DECOM-LOW-400

Ontmanteling. Constructiematerialen. Conditionering in 400 L vat

VARIA-CNT-LOW-1600-A

Kerncentrale Tihange, divers vast afval, laagstralend, 1600 L vat

CONSTRUCT-DECOM-LOW-CT3

Ontmanteling. Constructiematerialen. Conditionering in monoliet VARIA-CNT-LOW-400 Kerncentrale Tihange, divers vast afval,


FILTR-CNT-LOW-1500 Kerncentrale Tihange, gecementeerde filters, laagstralend, 1500 L vat VARIA-KCD-LOW-400 Kerncentrale Doel, divers vast afval,


FILTR-CNT-LOW-1600-A Kerncentrale Tihange, gecementeerde filters, laagstralend, 1600 L vat

RESIN-KCD-LOW-1000-A

Kerncentrale Doel, gecementeerde harsen, laagstralend, 1000 L vat

FILTR-CNT-LOW-400 Kerncentrale Tihange, gecementeerde filters, laagstralend, 400 L vat SLUDGE-LOW-220 SCK·CEN, slib in bitumen, 220 L vat

FILTR-KCD-LOW-400 Kerncentrale Doel, gecementeerde filters, laagstralend, 400 L vat SLUDGE-LOW-B400 BELGOPROCESS, slib in bitumen, laagstralend,

400 L vat

FILTR-KCD-LOW-400V Kerncentrale Doel, gecementeerde filters, laagstralend, oud 400 L vat

FILTR-CNT-MEDIUM-400-A

Kerncentrale Tihange, gecementeerde filters, middelstralend, 400 L vat

METAL-DECOM-LOW-400

Ontmanteling. Metalen. Conditionering in 400 L vat

FILTR-KCD-MEDIUM-400-A

Kerncentrale Doel, gecementeerde filters, middelstralend, 400 L vat

METAL-DECOM-LOW-CT3

Ontmanteling. Metalen. Conditionering in monoliet

MIXED-KCD-MEDIUM-400

Kerncentrale Doel, concentraten + vast afval, middelstralend, 400 L vat

MIXED-CNT-LOW-1500 Kerncentrale Tihange, concentraten + vast afval, laagstralend, 1500 L vat

MIXED-KCD-MEDIUM-400V

Kerncentrale Doel, concentraten + vast afval, middelstralend, oud 400 L vat

MIXED-KCD-LOW-400 Kerncentrale Doel, concentraten + vast afval, laagstralend, 400 L vat

RESIN-CNT-MEDIUM-C400

Kerncentrale Tihange, gecementeerde harsen, middelstralend, 400 L vat

MIXED-KCD-LOW-400V Kerncentrale Doel, concentraten + vast afval, laagstralend, oud 400 L vat

RESIN-CNT-MEDIUM-R400

Kerncentrale Tihange, harsen in polymeer, middelstralend, 400 L vat

NCOMP-BGEVCO-400 Directe immobilisatie door cementering, voorafgaand aan CILVA (beta-gamma cel)

RESIN-KCD-MEDIUM-C400-A

Kerncentrale Doel, gecementeerde harsen, middelstralend, 400 L vat

NCOMP-CILVA-400 Directe immobilisatie door cementering, CILVA

RESIN-KCD-MEDIUM-C400V

Kerncentrale Doel, gecementeerde harsen, middelstralend, oud 400 L vat

RESIN-CNT-LOW-C1500 Kerncentrale Tihange, gecementeerde harsen, laagstralend, 1500 L vat

SLUDGE-MEDIUM-B400

BELGOPROCESS, slib in bitumen, middelstralend, 400 L vat

RESIN-CNT-LOW-C400 Kerncentrale Tihange, gecementeerde harsen, laagstralend, 400 L vat

SLUDGE-MEDIUM-B400V

SCK·CEN, slib in bitumen, middelstralend, oud 400 L vat

RESIN-CNT-LOW-R1500 Kerncentrale Tihange, harsen in polymeer, laagstralend, 1500 L vat SOLID-MEDIUM-400-A Gecementeerd vast afval, BELGOPROCESS,

middelstralend, 400 L vat

RESIN-CNT-LOW-R1600 Kerncentrale Tihange, harsen in polymeer, laagstralend, 1600 L vat

VARIA-CNT-MEDIUM-400-A

Kerncentrale Tihange, divers vast afval, middelstralend, 400 L vat

RESIN-KCD-LOW-C400 Kerncentrale Doel, gecementeerde harsen, laagstralend, 400 L vat

VARIA-KCD-MEDIUM-400

Kerncentrale Doel, divers vast afval, middelstralend, 400 L vat


Overeenstemming tussen het categorie A afval en de internationale praktijken

De families van categorie A afval zijn in overeenstemming met de internationale praktijken van afval dat afge-voerd wordt naar gesloten types oppervlaktebergingsinstallaties zoals het Centre de l’Aube – FMA (Faible et Moyenne Activité) in Frankrijk, El Cabril in Spanje, LWWR (Low Level Waste Repository) en Dounreay in het Verenigd Koninkrijk, Mochovce in Slowakije …

Ze zijn ook in overeenstemming met de types afval, beschreven als laagactief afval dat in aanmerking komt voor oppervlakteberging, vermeld in de IAEA standaard over “Classificatie van radioactief afval” (GSG-1) gepubli-ceerd in 2009.

Merk op dat in het categorie A afval grote volumes laagactief afval aanwezig zijn die afkomstig zijn van de ont-manteling van kerncentrales. In sommige landen, worden voor dergelijk zeer laagactief afval specifieke ontwer-pen ontwikkeld die meer in lijn liggen met klassieke stortplaatsen en dus veel minder performante technische barrières hebben dan een oppervlaktebergingsinstallatie zoals in Dessel (Centre de l’Aube – TFA, El Cabril, UK …).

Ook op het vlak van radiologische kenmerken is het Belgische categorie A afval in overeenstemming met de internationale praktijken. Gemiddeld ligt het Belgische categorie A afval zelfs een ordegrootte onder de interna-tionale richtwaarden.

Hoewel de bergingslimieten voor langlevende radionucliden worden bepaald volgens de specifieke karakteristie-ken van ieder bergingssysteem, worden er internationaal generieke richtwaarden voor langlevende alfa stralende radionucliden gehanteerd van 4000 Bq/g voor individuele colli en 400 Bq/g gemiddeld voor de hele berging. Deze waarden worden bijvoorbeeld vermeld in de Europese aanbeveling van de Commissie 99/669/Euratom van 15 september 1999 met betrekking tot een classificatiesysteem voor vast radioactief afval en in de IAEA Safety Guide GSG-1. Deze richtwaarden worden ook gebruikt voor de radiologische criteria voor de bergingsinstalla-ties van het FMA in Frankrijk en El Cabril in Spanje.

Vergeleken met de 400 Bq/g voor de langlevende alfastralers bevat de categorie A-bronterm (2008 versie 2) ge-middeld 10 Bq/g. Zoals eerder vermeld zitten relatief grote volumes zeer laagactief ontmantelingsafval inbegre-pen in deze bronterm. Indien enkel het bestaande categorie A afval op 1 januari 2011 wordt genomen, dan is de gemiddelde activiteitsconcentratie aan langlevende alfa-activiteit 50 Bq/g. Dit is nog altijd bijna een ordegrootte lager dan de 400 Bq/g voor de volledige bergingsinstallatie.

Als de richtwaarde van 4000 Bq/g aan langlevende alfastralers voor individuele verpakkingen wordt beschouwd, dan is het bestaande en geaccepteerde categorie A afval zoals op 1 januari 2011 eveneens volledig in lijn met deze richtwaarde: de meeste verpakkingen liggen een ordegrootte of meer lager dan de richtwaarde van 4000 Bq/g. De verdeling van de bestaande en geaccepteerde afvalcolli is als volgt: 86% < 40 Bq/g ; 40 Bq/g ≤ 8% < 400 Bq/g, 400 Bq/g ≤ 6 % < 4000 Bq/g. Het feit dat slechts 6% van de colli een langlevende alfa-activiteit tussen 400 en 4000 Bq/g heeft, duidt erop dat de langlevende alfa-activiteit in het categorie A afval geoptimaliseerd is.

Het feit dat het categorie A afval in overeenstemming is met deze richtwaarden maakt dat oppervlakteberging overwogen kan worden. Bijvoorbeeld, in de verantwoording van de onlangs gepubliceerde Europese richtlijn 2011/70/Euratom (19 juli 2011) wordt er vermeld dat een typisch bergingsconcept voor dergelijk afval opper-vlakteberging is.


Aanwezigheid van langlevende alfastralers in categorie A afval is geoptimaliseerd

Deze vergelijkingen met de internationale richtwaarden, waaruit blijkt dat het Belgische categorie A afval zelfs een orde van grootte lager ligt dan deze referentieniveaus, tonen aan dat in het Belgische categorie A afval, de aanwezigheid van langlevende alfastralers is geoptimaliseerd.

De optimalisatie gebeurt door middel van afval productieprocessen waarin vooreerst de totale hoeveelheid radio-actief afval geminimaliseerd word. Het gebeurt ook door middel van het zoveel als mogelijk vermijden alfa-besmetting in installaties van de nucleaire splijtstofcyclus, en dus ook van resulterende alfa-besmetting in het afval afkomstig uit deze installaties. Een ander middel waarmee de aanwezigheid van alfastralers in het gecondi-tioneerde categorie A afval beperkt wordt is eerst een adequate classificatie en sortering van het niet-geconditioneerd afval naar afval met hoge waarden aan langlevende alfa-activiteit en afval met geen of lage ni-veaus aan langlevende alfa-activiteit en daarna behandeling- en conditionering in aparte installaties om kruisbe-smettingen tussen de twee stromen te voorkomen.


6.5 De bergingsinstallatie is geoptimaliseerd en uitvoerbaar

In de volgende paragrafen worden deze argumenten meer in detail behandeld. De informatie in deze paragrafen steunt op de hoofdstukken 3, 7, 8, 9, 10, 11, 16 en 17 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-3] [HS-7] [HS-8] [HS-9] [HS-10] [HS-11] en [HS-16].

6.5.1 Het ontwerp van SSCs en hun implementatie houdt systematisch rekening met het veiligheidsconcept

Voor een overzicht van de verschillende SSCs van de categorie A oppervlakteberging in Dessel verwijzen we naar het vorige hoofdstuk 3 van dit rapport.

De ontwikkeling van het ontwerp van de SSCs en hun implementatie is gedocumenteerd in de hoofdstukken 7 en 8 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-7], [HS-8]. De acties die plaatsvinden in de gerealiseerde berging zijn op een meta-niveau beschreven in de vorm van het geïntegreerde beheersysteem, beschreven in hoofdstuk 3 [HS-3] en meer praktisch in de vorm van de exploitatie activiteiten en de processen die plaatsvinden in de ber-ging in hoofdstuk 9 [HS-9]. De geplande ontwerpmaatregelen en werkzaamheden tijdens het sluiten worden be-schreven in hoofdstuk 10 [HS-10], de maatregelen na sluiting in hoofdstuk 11 [HS-11] en de monitoring wordt gedocumenteerd in hoofdstuk 16 [HS-16].

Het ontwerp van de SSCs en hun implementatie is vastgelegd via een systematische ontwerpstrategie die is op-genomen in de veiligheidsstrategie. Zoals geschetst in Figuur 44 vormen het veiligheidsconcept en de ontwerp-keuzes en de vereisten afgeleid van de randvoorwaarden, samen de design inputs. Deze design inputs vormen verder de leidraad voor de ontwikkeling van het ontwerp voor de berging. De design inputs worden vertaald in ontwerpvereisten die de selectievoorwaarden van de verschillende SSCs beschrijven. Deze worden verder ge-kenmerkt door ontwerpconformiteitscriteria die een evaluatie mogelijk maken of aan de ontwerpvereisten wordt voldaan.

Alle M-rollen in het veiligheidsconcept (voor het veiligheidsconcept zie vorige paragraaf 6.3.2, Tabel 3) zijn gekoppeld aan ontwerpvereisten. Als de kennis bestaat en als het doenbaar is, worden die C-functies van het vei-ligheidsconcept, die beloften inhouden voor toekomstige optimalisatie van de systeemperformantie, ook proac-tief geoptimaliseerd via het ontwerp. Bij de ontwikkeling en beschrijving van het ontwerp van de SSCs worden

NIRAS heeft aangetoond dat het ontwerp, de bouw, exploitatie en sluiting van de voorgestel-de bergingsinstallatie geoptimaliseerd en uitvoerbaar zijn.

Deze stelling wordt verder ondersteund door de volgende argumenten: 1) De SSCs en hun implementatie houden systematisch rekening met het veiligheidsconcept. 2) De SSCs en hun implementatie zijn geoptimaliseerd, robuust en uitvoerbaar. 3) Als nucleair exploitant van de berging heeft NIRAS de belangrijkste aspecten van het geïnte-

greerde beheersysteem gedefinieerd. Het geïntegreerde beheersysteem zal worden toege-past om een uitvoerbare, efficiënte, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de berging te verzekeren.

4) De SSCs en hun implementatie zijn voldoende nauwkeurig gedefinieerd om de veiligheids-evaluatie en het opstellen van de technische bestekken voor constructie en inbedrijfstelling mogelijk te maken.


de relevante elementen van het veiligheidsconcept altijd opgelijst zodat ze verder op gepaste wijze kunnen in rekening gebracht worden in het ontwerp (zie hoofdstukken 7 en 8 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-7], [HS-8]).

Figuur 44: Ontwerpstrategie als onderdeel van de veiligheidsstrategie.

6.5.2 Het ontwerp van de SSCs en hun uitvoering werden geoptimaliseerd, zijn robuust en middels een adequaat QA/QC programma uitvoerbaar

Optimalisatie van de stralingsbescherming en de systeemoptimalisatie zijn de belangrijkste uitgangspunten voor het ontwikkelen en de realisatie van een bergingssysteem en de evaluatie en de beoordeling van de veiligheid ervan. Optimalisatie van de bescherming is een anticiperend proces dat gericht is op het selecteren van de beste beschermingsopties onder de heersende omstandigheden, op basis van wetenschappelijke en technologische overwegingen, maatschappelijk belang, ethische aspecten en economische factoren. Het stapsgewijs besluitvor-mingsproces voor de ontwikkeling en de realisatie van de berging vormt het kader voor dit optimalisatieproces.

Met het oog op adequaat omgaan met de verschillende aspecten met betrekking tot de heersende omstandigheden heeft de Internationale Commissie voor Stralingsbescherming (International Commission on Radiological Pro-tection - ICRP) in haar publicatie 101b (2006) gesteld dat de betrokkenheid van belanghebbenden een belangrijk invoergegeven is voor het optimalisatieproces, om meer effectieve en duurzame beslissingen te bereiken dan op basis van optimalisatie zonder betrokkenheid van de belanghebbenden. De gestructureerde dialoog met lokale belanghebbenden en met de nucleaire veiligheidsautoriteit, het FANC, tijdens de prelicensing fasen (zoals eerder besproken in paragraaf 6.2.1) moeten ook gezien worden in dit kader van optimalisatie met als doel het bereiken van effectieve en duurzame beslissingen. Het behoud van lokale participatie aan het bergingsproject zal ook bij-dragen aan een blijvende betrokkenheid van maatschappelijke actoren in het optimalisatieproces, zoals eerder vermeld in paragraaf 6.1.4. Het stapsgewijs vergunningsproces (zie paragraaf 6.1.5.1) vormt op zijn beurt het kader voor de blijvende betrokkenheid van het FANC.

Veiligheidsdoelstelling

Strategische veiligheidsoriëntaties

Regelgevend kader

Institutionele beslissingen&voorwaarden vanstakeholders

Resultaten uit vroegereprogrammastappen eniteraties

Keuzen, inputs en processen

Ontwerp strategieBeheer-strategie

Evaluatiestrategie

Bestaandegegevenheden

Veiligheidsstrategie

SafetyConcept

Ontwerpkeuzes

Veiligheids-

> Ontwerpvereisten> Conformiteitscriteria

ontwerp inputs

Vereistenconcept


Verder wordt in voornoemde ICRP publicatie vermeld dat vooral voor de controle van radioactieve emissies in het milieu, het principe van de optimalisatie complementair is aan het beginsel van toegepaste beste beschikbare technologieën (BBT), die geen overmatig hoge kosten met zich meebrengen en die op grote schaal worden toe-gepast in de milieuwetgeving en de klassieke industrie.

Deze publicatie stelt verder dat, hoewel verschillende elementen van radiologische optimalisatie nog steeds waardevolle elementen bevatten om het optimalisatieproces en de gemaakte keuzes vorm te geven, de nadruk duidelijk verschuift naar optimalisatie door toepassing van het begrip BBT op de verschillende niveaus van het bergingssysteem als het gaat om de veiligheid in de meer verre toekomst van meer dan een paar generaties.

Samen met recent werk van het NEA over optimalisatie en de huidige voorbereidingen van nieuwe aanbevelin-gen van de ICRP over berging, bevestigt dit een groeiende internationale consensus dat BBT een centrale rol speelt om ervoor te zorgen dat de aspecten van de langetermijn veiligheid van bergingsinstallaties voor radioac-tief afval zijn geoptimaliseerd.

Met het oog op een gestructureerde en transparante reeks van argumenten met betrekking tot optimalisatie, wer-den de verschillende elementen die het optimalisatieproces van het oppervlaktebergingssysteem in Dessel vorm geven, geconceptualiseerd in het schema in Figuur 45. De verschillende elementen van dit schema worden hier-onder verder besproken.

Figuur 45: Optimalisatieproces dat werd toegepast en verder zal worden toegepast voor de categorie A afval bergingsinstallatie in Dessel en de belangrijkste elementen van systeemoptimalisatie.

Randvoorwaarden en doelstellingen van het systeem

1. Oppervlakteberging2. Geselecteerde site in Dessel 3. Veilig, omkeerbaar en controleerbaar

bergingsconcept4. STOLA-Dessel voorontwerp

Ontwikkeling van het bergingssysteem

1. Best beschikbare technieken2. Sitekarakteristieken volledig in rekening

brengen 3. Geïntegreerd programma voor nagaan van

haalbaarheid van performantie en duurzaamheid van kunstmatige barrières

4. Robuust veiligheidsconcept met adequate complementariteit en onafhankelijkheid

Evaluatie van het bergingssysteem1. Best beschikbare kennis met betrekking tot

bergingssysteem2. Systematische en adequate methodologie

voor veiligheidsevaluaties3. Geïntegreerde analyse van performantie

en veiligheid4. Voorzichtige afleiding van bergingslimieten5. Bevestiging robuustheid en

veiligheidsmarges van het ontwerp6. Prioriteiten verder onderzoeks,

ontwikkelings en demonstratieprogramma

Implementatie van het bergingssysteem1. Testen constructie-aspecten en adequaat

kwaliteitsborgingsysteem voor constructie2. Gecontroleerd systeem van

afvalaanvaarding en opvolging van bronterm in de berging

3. Controle en monitoring4. Ervaringsfeedback bijhouden en monitoren

van technologische ontwikkelingen5. Periodieke veiligheidsrevisies


6.5.2.1 Optimalisatie en randvoorwaarden/doelstellingen van het systeem

Een evaluatie van verschillende opties voor langetermijnbeheer met betrokkenheid van de verschillende belang-hebbenden werd verwezenlijkt in het proces dat leidt tot de maatschappelijk duurzame beslissing om de opper-vlakteberging in Dessel te selecteren op basis van het voorstel voor oppervlakteberging van STOLA-Dessel, dat de voorwaarden, opgelegd door de overheid op het vlak van veiligheid, omkeerbaarheid en controleerbaarheid, zoals beschreven in de paragrafen 6.1.2 en 6.1.3 , incorporeert.

Tijdens dit proces werd al een zekere mate van strategische en concept optimalisatie uitgevoerd, rekening hou-dende met specifieke karakteristieken van de site, vereisten qua alertheid van monitoring en de mogelijkheid tot terugneembaarheid indien ondanks alle genomen maatregelen defecten zouden vastgesteld worden (zie vroegere paragraag 6.1.2).


6.5.2.2 Optimalisatie en ontwikkeling van het bergingssysteem

Zoals weergegeven in Figuur 45 bestaat het optimalisatieproces tijdens de ontwikkeling van het bergingssysteem uit vier aspecten: 1) Het toepassen van de best beschikbare technieken 2) Volledig in rekening brengen van de sitekarakteristieken 3) Een geïntegreerd programma voor het nagaan van de haalbaarheid van de performantie en duurzaamheid

van kunstmatige barrières 4) Een robuust veiligheidsconcept met adequate complementariteit en onafhankelijkheid. Deze aspecten worden hieronder verder besproken.

1) Best beschikbare technieken

De optimalisatie van het ontwerp en de SSCs heeft in grote mate gesteund op het gebruik van BBT voor opper-vlaktebergingsinstallaties voor laagradioactief afval die wereldwijd ondertussen sinds een aantal decennia een beproefde technologie vormen, en meer in het algemeen ook op BBT voor cementgebaseerde materialen. Volgende ontwerpkeuzes zijn in essentie gebaseerd op BBT:


Afval moet zich onder de vorm van geconditioneerd vast afval bevinden om in aanmerking te kunnen ko-men voor berging in de oppervlaktebergingsinstallatie te Dessel

Cementgebaseerde barrières worden gebruikt als belangrijke chemische retentie barrières voor radionucliden.

Betonnen monolieten zijn voorzien als afvalverpakking voor berging en bieden een bijkomende conditione-ring van het afval. Dit laat een standaardisatie van verpakkingen toe.

Monolieten worden gestapeld in betonnen structuren, met name de modules.

Het plaatsen in de berging van afval wordt beschermd tegen regenwater door een overkapping.

Drainagesystemen binnen de modules en een inspectiegalerij aangrenzend aan de modules zijn voorzien, zodat (potentieel) vrijkomen van radionucliden zo dicht als mogelijk bij de bron wordt gedetecteerd en kan opgevolgd worden.

In de afdekking is een zwakkere helling voorzien dan in het generieke ontwerp uit voorgaande fasen, zoda-nig dat het risico op afschuivingen verminderd wordt.

In de afdekking is evapotranspiratie door de capacitieve werking van de biologische laag te verhogen.

Meer details over deze design keuzen worden in hoofdstuk 2 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-2] ver-schaft.

2) Sitekarakteristieken volledig in rekening brengen

Een tweede aspect van optimalisatie tijdens de ontwikkeling van het systeem houdt verband met rekening hou-den met de sitekarakteristieken bij de ontwikkeling van het bergingsontwerp en de exploitatie.

Zoals geargumenteerd in de vorige paragraaf 6.4.1.1 is de site van Dessel het voorwerp geweest van een uitge-breide karakterisering. Op basis van de uitkomsten van de sitekarakterisatie heeft NIRAS, in overleg met de lo-kale partnerschappen en met raadpleging van het FANC, een ontwerp ontwikkeld dat in staat is om de natuurlij-ke aspecten van de site en zijn omgeving te compenseren en dat voorzichtig rekening houdt met de kenmerken van de site te Dessel, zoals aangehaald in paragraaf 6.4.1.2.

3) Een geïntegreerd programma voor optimaliseren van de performantie en duurzaamheid en voor het nagaan van de haalbaarheid van performantie van technische barrières

Een derde aspect van de ontwikkeling van het systeem is het geïntegreerde programma voor het optimaliseren van de performantie en duurzaamheid, en het nagaan van de haalbaarheid van performantie van de technische barrières, in het bijzonder van de cementgebaseerde barrières.

De evaluatie van de optimalisatie en de duurzaamheid van de cementgebaseerde barrières is gestoeld op een bre-de internationale ervaring in combinatie met specifiek onderzoek en demonstratie door NIRAS om bepaalde punten die specifiek verband houden met de berging de Dessel te behandelen. Dit werd besproken in de vorige paragraaf 6.4.2.1. Het resultaat van deze ontwikkelings- en onderzoeksactiviteiten is een beton met hoge duur-zaamheid en een hoge mechanische weerstand, zoals besproken in paragraaf 6.4.2.2.

De mechanische weerstand van het beton werd voorzichtig in rekening gebracht bij het ontwerp van het systeem. Inderdaad, volgens de klassieke burgerlijke bouwkundige praktijk worden veiligheidsfactoren toegepast bij de berekeningen van de geotechnische stabiliteit en het seismische ontwerp.

De performantie van het bergingssysteem op het vlak van afscherming tegen uitwendige straling afkomstig van de monolieten werd verder geoptimaliseerd door:


het voorzien van prefab afschermingsplaten bovenop de monolieten die in de bergingsmodules zijn gebor-gen (zie Figuur 46);

het voorzien van een afgeschermde transportcontainer (overpack) voor het transport van de monoliet van de IPM (Installatie voor de Productie van Monolieten) naar de modules (zie Figuur 47).

Andere maatregelen die hebben bijgedragen aan de verdere optimalisatie van de blootstelling aan externe stra-ling zijn:

Voorzien dat alle vuloperaties afstandsbediend worden uitgevoerd.

De ontwikkeling van een specifieke zonering voor de oppervlakte van de berging in Dessel op basis van verschillende stralingszones. De opsplitsing van de berging in verschillende stralingszones maakt een doel-gerichte planning en verificatie van het ALARA-programma mogelijk teneinde de beroepsmatige blootstel-lingen te minimaliseren.

4) Robuustheid van het veiligheidsconcept met voldoende complementariteit en onafhankelijkheid

Een vierde aspect van de optimalisatie tijdens de ontwikkeling van het bergingssysteem heeft betrekking op de robuustheid van het ontwerp van het bergingssysteem, met name dat er een redelijke zekerheid bestaat dat de berging adequate performantie heeft en veilig blijft bij een breed scala aan omstandigheden waarvan redelijker-wijs mag worden verwachten dat deze voorvallen. Dit vertaalt zich zowel in het veiligheidsconcept, dat voldoen-de adequate complementariteit en onafhankelijkheid heeft, als in de ontwerpkeuzes om de robuustheid van het systeem verder te verhogen.

Veel mogelijke bedreigingen aan de performantie werden al vermeden door gepaste aannames in het veiligheids-concept dat de ontwerpontwikkeling voorafging:

De veiligheidsfuncties in het veiligheidsconcept werden voorzichtig toegeschreven aan SSCs, zoals be-schreven in de voorgaande paragraaf 6.3.2.1: ► De R2b functie van de betonnen componenten wordt beschermd door de R2a functie van de bescher-

mende aarden afdekkingslagen. De degradatie van de R2b functie van de betonnen componenten vindt geleidelijk aan plaats, volgend op de degradatie van de R2a functie van de aarden afdekkingslagen.

Figuur 47: Monoliet transportcontainer. Figuur 46: Monoliet en prefab afscher-mingsplaat.


► De R3 functie van de betonnen componenten degradeert zeer geleidelijk nadat R2a/b is gedegradeerd (cfr. vorige paragraaf 6.4.2.2).

► Gezien de onzekerheden over het exacte tijdstip van de degradatie van infiltratie van de klei infiltratie barrière in de afdekking, wordt verondersteld in het veiligheidsconcept dat deze barrière na fase III en-kel een C-rol heeft.

► Gezien de onzekerheden over de performantie van de kenmerken van de site voor het chemisch vast-houden van radionucliden, heeft de R3 functie van de site een C-rol en daarom wordt er niet op gere-kend voor de veiligheidsdemonstratie.

Een operationele veiligheidsfunctie 'overgang naar langetermijn veiligheid ' werd voorzien en vervolgens als invoergegeven voor het ontwerp en als ontwerpeis ingebracht om zo de negatieve gevolgen op lange termijn van de exploitatie te voorkomen.

De optimalisatie van de robuustheid via ontwerpkeuzes betekent in dalende volgorde van prioriteit: 1) in de eerste plaats het vermijden van mogelijke bedreigingen, 2) het verkleinen van de waarschijnlijkheid van optreden of de waarschijnlijkheid van bedreigingen, 3) het beperken van de effecten in termen van veiligheid en performantie van de resterende problemen zowel:

a) door de individuele SSCs robuust te maken en b) door te voorzien in onafhankelijkheid, complementariteit en opeenvolgende SSCs binnen het bergings-

systeem, 4) en ten slotte het voorzien van een alert en betrouwbaar controle- en monitoringsysteem, zodat

a) de effecten kunnen worden gedetecteerd en voor zover mogelijk beperkt, b) het ontwerp voor zover mogelijk kan worden hersteld.

De betrouwbaarheid en de robuustheid van het veiligheidsconcept is geoptimaliseerd door (1) het vermijden van vele mogelijke bedreigingen aan de langetermijn veiligheid en (2) waar vermijden strikt genomen niet mogelijk was het in sterke mate beperken van de waarschijnlijkheid van optreden van de bedreiging:

Het bouwen van de modules en de inspectiegalerijen boven de grondwaterspiegel en het realiseren van een drainagelaag in de fundering om het binnendringen van grondwater te voorkomen.

Het plaatsen van de modules en inspectiegalerijen boven het niveau van de ontwerpoverstroming, om het binnendringen van oppervlaktewater te vermijden.

Het plaatsen van een vaste dakconstructie over het geheel van één dubbele rij modules om binnendringend regenwater voorkomen.

Het voorzien van een centrale inspectiegalerij in plaats van twee galerijen aan de buitenzijde van de dubbele rij modules in het STOLA-Dessel voorontwerp, om interactie met het transport van monolieten te vermij-den, om het risico van menselijke intrusie beperken en om de omvang van de sluitingsactiviteiten te mini-maliseren.

De zorgvuldige keuze van cementgebaseerde materialen en constructie van de betonnen barrières: ► De keuze van sterk sulfaatresistent (HSR) cement samen met de niet-agressieve omgeving en de be-

perkte toename van temperatuur in de modulewanden voorkomen sulfaataanval. ► De keuze van kalkhoudende aggregaten voorkomt alkali-silica reacties. ► De beperkte toename van temperatuur in de modulewand samen met de keuze van een lage-warmte

(LH) cement voor de modules voorkomt scheuren door hydratatiewarmte. ► De algemene keuze van het beton samen met de hoge performantie van het beton voorkomt schade als

gevolg van vorst-dooi cycli.


► De keuze van specifieke op naftaleensulfonaat en op polycarboxylaat gebaseerde superplastificeerders vermijden de complexatie en snellere uitloging van radionucliden uit de cementgebaseerde barrières (voor afvalvormen die cellulose en chloriden bevatten worden specifieke maatregelen genomen, cfr. vo-rige paragraaf 6.4.3.3).

Het niet gemakkelijk toegankelijk maken van de inspectieruimten voor een mens, het voorzien in een afdek-king van enkele meters dik en het voorzien van de combinatie van een structurele top plaat en een ondoor-laatbare top plaat zorgen er allemaal voor dat het risico op menselijke intrusie beperkt wordt.

De bekisting gebruikt bij de constructie bevat geen doorgaande steunstaven doorheen het beton die zwakke zones in het beton zouden kunnen teweegbrengen.

De manipulatie toestellen in de bergingsinstallatie zijn ontworpen als Single Failure Proof (SFP) om opera-tionele gebeurtenissen en ongevallen te voorkomen.

De monolieten worden per spoor van de IPM naar de bergingsinstallatie getransporteerd. Dit beperkt het optreden van operationele gebeurtenissen en ongevallen met negatieve gevolgen op lange termijn voor de bergingsstructuren die belangrijk zijn de langetermijn veiligheid, zoals de modules.

Bijkomend werd de robuustheid van het veiligheidsconcept verder geoptimaliseerd door (3) het beperken van de effecten op de systeemperformantie van de resterende bedreigingen:

Macroscheuren als gevolg van wapeningscorrosie vormen op lange termijn, na enkele honderden jaren, het belangrijkste degradatiemechanisme van klassiek gewapend beton. Verschillende cementgebaseerde materi-alen, naast klassiek gewapend beton zijn voorzien voor het beperken van de effecten van dergelijke scheuren op de systeemperformantie: ► Vezelversterkt beton voor de ondoorlatende top plaat beschermt de onderliggende cementgebaseerde

barrières. ► Mortel voor de opvulling van de monolieten en conditionering van het afval. ► Zand-cement ophoging als onderdeel van de funderingen. ► Een lopend O&O-programma dat de mogelijkheid nagaat voor het vullen van de inspectieruimten met

op zeoliet gebaseerd materiaal.

Macroscheuren die zouden aanwezig zijn op korte termijn, zouden tot een versnelling van de degradatie en verkorting van de duur van de corrosie initiatie fase kunnen leiden. Daarom worden scheuren als gevolg van plastische krimp en aardbevingen zoveel als mogelijk beperkt, gecontroleerd en opgevolgd en waar mogelijk hersteld.

Scheuren als gevolg van plastische krimp tijdens uitharding van de betonstructuren worden beperkt: ► De krimp en andere effecten op vroege leeftijd is een prioriteit van het onderzoeksprogramma, zodat

aanbevelingen kunnen worden geformuleerd voor de bestekken voor de bouw van de modules. Dit on-derzoeksprogramma heeft, zoals reeds besproken in voorgaande paragraaf 6.4.2.2, als doelstelling om bijkomend te bevestigen dat er geen macroscheuren aanwezig zijn in de betondekking.

► Door het vergelijken van verschillende opties voor de constructiesequentie van de module, werd deze geoptimaliseerd om mogelijke krimpscheuren te voorkomen.

De volgorde bestaat uit het eerst in één fase storten van de vier modulewanden, waarvoor de uit-voerbaarheid op industriële schaal werd aangetoond in projecten zoals de constructie van het Deur-ganckdok in de haven van Antwerpen. Dit vermijdt constructievoegen tussen verschillende gedeel-tes van de muur.

Zo spoedig mogelijk na het storten wordt de interne bekisting losgezet. Dit laat een ongehinderd vrije krimp toe, wat de kans op krimpscheuren sterk beperkt.


Dan wordt de funderingsplaat gestort en vervolgens de kolommen. Vervolgens worden de pre-fabplaten bovenop de kolommen geplaatst als (verloren) bekisting voor de steunplaat. Dan wordt de steunplaat gegoten.

De gekozen constructiesequentie werd getest in de demonstratietest en heeft tot nog toe geen waar-neembare (macro)scheuren vertoond.

► De constructie van monolieten is getest met prototype caissons/monolieten.

De prototype caissons hebben de afwezigheid van waarneembare (macro)scheuren aangetoond.

Door het toepassen van deze ervaring en te voorzien in procescontrole in de speciale fabriek voor de productie van caissons, moet het haalbaar zijn om de caissons te produceren zonder (ma-cro)scheuren.

► Bovenop de wapening wordt een dekking van beton voorzien van 4 cm. Dit is het resultaat van een op-timalisatie waarin een afweging gemaakt wordt tussen enerzijds het risico op krimpscheuren dat ver-minderd wordt met een mindere dikte en anderzijds het bereiken van de wapening door het carbonata-tiefront dat in de tijd uitgesteld wordt naarmate de dekking groter is. Het resultaat is een optimalisatie waarbij enerzijds het risico op krimpscheuren beperkt wordt, maar anderzijds ook een hoge duurzaam-heid ten opzichte van carbonatatie verkregen wordt.

Scheuren als gevolg van aardbevingen worden beperkt: ► Gezien de veiligheidsmarges (seismische spectra, belastingen en materiaaleigenschappen) die in aan-

merking zijn genomen in de dimensionering van het systeem, is het niet zeker dat scheuren ook daad-werkelijk zullen ontstaan bij een ontwerpaardbeving. Bovendien werd geen ductiliteitsfactor toegepast op het seismische spectrum, dit betekent dat kan worden aangenomen dat de structuur (de wapeningen) in het elastische gebied blijven. De lange termijn ontwerpaardbeving (DBE 350) is gedefinieerd, zoda-nig dat de waarschijnlijkheid van optreden voldoende laag is. Voor hogere waarschijnlijke aardbevin-gen die kleiner zijn dan de ontwerpaardbeving, wordt verwacht dat de structuur nog beter bestand is te-gen scheuren en dat slechts een deel van de wapening wordt belast.

► Gezien de onzekerheid over het voorkomen van scheuren tijdens aardbevingen en de mogelijke sluiting van deze scheuren direct na het optreden van aardbevingen,

is het mechanisch gedrag van beton onder (cycli van) dynamische belasting en statische belasting een prioriteit van het verder onderzoeksprogramma en

zijn er na het optreden van een grote aardbeving (waarvan het niveau nog moet worden bepaald) in-specties voorzien van de structuren gewapend beton; daarbij zullen indien nodig de structuren her-steld worden om hun voorziene performantielevensduur te herstellen.

Betonnen structuren worden gecontroleerd tijdens en direct na de constructie. Vooraleer de betonnen struc-turen gebruikt worden bij de bergingswerkzaamheden worden ze opnieuw geverifieerd. Tijdens de fases van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle zullen de betonstructuren blijvend opgevolgd wor-den door een combinatie van verificaties en controles direct op de structuren, verificaties op getuige struc-turen en verder onderzoek en ontwikkeling met betrekking tot betondegradatie. Indien er door deze controles macroscheuren vastgesteld worden, wordt het fenomeen verder onderzocht en indien noodzakelijk gemiti-geerd, bijvoorbeeld door middel van reparaties, versterking van andere barrières in het kader van gelaagde bescherming, lokale vermindering van de bronterm ... Een methodologie voor verificatie en bepaling van macro/microscheuren en voor beslissingen tot mitigatie van macroscheuren wordt ontwikkeld en zal be-schikbaar zijn bij de start van de fase van constructie. De strategie vormt de basis voor het QA/QC pro-


gramma dat NIRAS zal vastleggen voor de start van de realisatie van de berging en zal (laten) toepassen en verifiëren bij de constructiewerkzaamheden.

Een volgende optimalisatiemaatregel is (4) het verhogen van de betrouwbaarheid van de lange termijn werking van het bergingssysteem door te voorzien in een alert en betrouwbaar controle- en monitoringsysteem, zodat de effecten kunnen worden gedetecteerd en voor zover mogelijk beperkt, zodat het ontwerp voor zover mogelijk kan worden hersteld. Volgende ontwerpkeuzen werden gemaakt voor monitoring:

inspecties op de afdekking en herstellingen indien nodig,

opvolging van in-situ getuige structuren in testkamers gesitueerd in-situ tussen vier modules en opvolging van testmuren gestort ter plaatse tijdens constructie; deze opvolging heeft als doelstelling om de gemaakte hypothesen voor de evaluatie van de carbonatatiesnelheid in betonconstructies verder te bevestigen;

de plaatsing van het drainage systeem zo dicht mogelijk bij het afval levert een middel om voorlopers van het mogelijk vrijkomen van radionucliden te detecteren;

de plaatsing van het drainagesysteem in de inspectieruimten verhoogt de controleerbaarheid van de correcte werking, en dus de betrouwbaarheid van controle- en monitoringsysteem; de inspectieruimten verhogen ook de herstelbaarheid van het drainagesysteem; de inspectieruimten vormen ten slotte een bijkomende barrière tegen het vrijkomen van radionucliden in het grondwater, indien er ondanks alle genomen maatregelen voor de langetermijn veiligheid van afval, monolieten, modules en voor het drainagesysteem, radionucliden zou-den vrijkomen door een lek in het drainagesysteem.

Ten slotte is er een noodplan en zijn er op de site voorzieningen om radiologische gevolgen in te perken indien er zich, ondanks alle preventieve ontwerpen operationele maatregelen, toch ongevallen zouden voordoen.


6.5.2.3 Optimalisatie en systeemevaluatie

Zoals weergegeven in voorgaande Figuur 45 omvat het optimalisatieproces tijdens de evaluatie van het bergings-systeem zes aspecten: 1) Het toepassen van de best beschikbare kennis met betrekking tot het bergingssysteem 2) Een systematische en adequate methodologie voor de veiligheidsevaluaties 3) Een geïntegreerde analyse van performantie en van veiligheid 4) De voorzichtige afleiding van de bergingslimieten 5) De bevestiging van robuustheid en veiligheidsmarges van het ontwerp 6) De prioriteiten van het verdere onderzoeks-, ontwikkelings- en demonstratieprogramma Deze aspecten worden hieronder verder besproken.

1) De beste beschikbare kennis over het bergingssysteem

Optimalisatie wordt, naast de reeds besproken ontwerpmaatregelen tijdens de ontwikkeling van het bergingssys-teem, ook bereikt door het gebruik van de best beschikbare kennis, middelen en gegevens voor de veiligheids-evaluaties, dat wil zeggen de brede kennisbasis die is ontwikkeld via de volgende stappen: 1) Beschrijving van de algemene context van het programma en de randvoorwaarden (cfr. vorige paragrafen

6.1 en 6.2) die beschreven worden in de hoofdstukken 1, 2 en 3 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-1] [HS-2] [HS-3].

2) Ontwikkeling van een veiligheidsstrategie en een veiligheidsconcept op basis van de algemene context en randvoorwaarden (cfr. vorige paragraaf 6.3) en beschreven in hoofdstuk 2 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-2].


3) Ontwikkeling van een ontwerp en een wetenschappelijk kennisbasis, die gericht zijn op de veiligheidsstrate-gie en het veiligheidsconcept (cfr. vorige paragraaf 6.4). De wetenschappelijke kennisbasis die relevant ge-bleken is voor het ontwerp en voor de veiligheidsevaluaties wordt beschreven in de hoofdstukken 4, 5 en 6 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-4], [HS-5], [HS-6]. De volledige kennisbasis gebruikt bij het ont-werp en bij de evaluaties wordt beschreven in een reeks van ondersteunende documenten niveau 4 (STB, DATA, QUAL zie paragraaf 2.2.2).

4) Specificatie van een ontwerp van SSCs en van de uitvoering ervan, gebaseerd op het ontwerp en de evalua-tiebasis, de veiligheidsstrategie en het veiligheidsconcept als richtlijn (deze paragraaf 6.5) en beschreven in de hoofdstukken 7, 8, 9, 10 en 11 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-7], [HS-8], [HS-9], [HS-10], [HS-11].

De veiligheidsevaluaties zijn beschreven in de hoofdstukken 12, 13 en 14 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-12], [HS-13] en [HS-14]. De brede kennisbasis van de veiligheidsevaluaties wordt geïllustreerd in Figuur 48.

Figuur 48: Brede kennis van de veiligheidsevaluaties.

Bij de ontwikkeling van kennisbasis hebben NIRAS en haar contractanten, conform de aanbevelingen van IAEA voor veiligheidsevaluaties (IAEA safety requirements GSR-4), gezocht om verbeteringen aan te brengen aan instrumenten en gegevens voor de veiligheidsevaluaties. Voorbeelden hiervan zijn:

Formalisering van de veiligheidsstrategie,

Verbeteringen in de karakterisering van de site, van de technische barrières en het afval,

Verbeteringen in de modelleringsinstrumenten voor de veiligheidsevaluaties, zoals: ► De ontwikkeling van installatiemodellen in COMSOL Multiphysics waardoor volledig expliciet reke-

ning wordt gehouden met:

complexe lange actinide ketens,

verschillende wiskundige modellen voor de expliciete modellering van scheuren in beton en

complexe modellen met betrekking tot betondegradatie.

Brede kennisbasis van de veiligheidsevaluaties

Veiligheidsevaluaties

Algemene context van het bergingsprogrammaen randvoorwaarden

Veiligheidsstrategie en veiligheidsconcept

Evaluatie en ontwerp basis site, kunstmatige barrières, afval

Ontwerp van SSCs en van de implementatie


Deze zaken waren niet mogelijk in de installatiemodellen ontwikkeld tijdens van de vorige vooront-werpfase.

► De ontwikkeling van modellen in MCNP, gebaseerd op een Monte-Carlo methodologie, voor de opti-malisatie van de stralingsbescherming waardoor expliciet rekening wordt houden met skyshine als een bijdrage aan de externe dosis. De bijdrage van skyshine is voor deze installaties belangrijk omdat de modules weliswaar door de 0,7 m dikke muren aan de zijkanten een hoge mate van afscherming bieden tegen externe bestraling, maar aan de bovenkant open zijn en enkel overkapt met een dak structuur. De bijdrage van skyshine aan de externe dosis zit niet inbegrepen in modellen of codes voor optimalisatie van stralingsbescherming die gebaseerd zijn op een point-kernel methode8.

Zoals reeds besproken in paragraaf 6.2.4, zijn de modellen die worden gebruikt voor het uitvoeren van de veilig-heidsevaluaties uitgebreid gekwalificeerd, gecontroleerd en waar mogelijk gevalideerd.

Een bewijsstuk van de brede en voldoende kennis van de huidige veiligheidsevaluaties is te vinden in paragraaf 0 waarin beargumenteerd wordt dat de veiligheidsrollen en onzekerheden in het veiligheidsconcept adequaat wor-den begrepen en behandeld in het ontwerp, de veiligheid en het toekomstige onderzoeks-, ontwikkelings- en de-monstratieprogramma.

2) Systematische en gepaste methodologie voor veiligheidsevaluaties

De systematische en passende methodologie voor de veiligheidsevaluatie, verder beschreven in paragraaf 6.6.1, draagt ook bij tot het transparant en adequaat zijn van het optimalisatieproces voor categorie A afval te Dessel.

3) Geïntegreerde analyse van veiligheid en performantie

In de methodologie van de veiligheidsevaluatie zijn de twee aspecten, (1) performantie qua afzondering en in-sluiting, en (2) radiologische effect/risico, op verschillende niveaus nauw met elkaar verweven en worden dus geëvalueerd op een geïntegreerde manier.

In deze geïntegreerde evaluatie worden meerdere complementaire veiligheids- en performantie-indicatoren sa-men gebruikt in combinatie met aanvullende niet-kwantitatieve redeneringen op basis van het begrip BBT. Om-dat verschillende indicatoren verschillende deelaspecten van de veiligheid en performantie benadrukken, bij-voorbeeld individuele piekdosis versus totale oppervlakte waarin radionucliden op lange termijn kunnen vrijkomen, levert dergelijke geïntegreerde evaluatie de mogelijkheid tot een evenwichtige beoordeling waarin de optimalisatie niet onterecht focust op één enkel deelaspect van de veiligheid of de performantie van de berging.

Bij de beoordeling van de veiligheidsindicatoren radiologische impact en radiologisch risico wordt naast de ver-gelijking van de indicators met de referentiewaarden ook rekening gehouden met (zie vorige paragraaf 6.3.1.1):

de voorzichtigheid waarmee dosis- en risicobeperkingen vastgelegd werden,

8 Bij een point-kernel methode voor gammastraling wordt de gammadosis benaderend berekend als de volume en energie integraal van de exponentiële attenuatie tussen het bronvolume en het dosispunt voor de verschillende gamma energieën, waarbij deze exponentiële attenuatieterm gecorrigeerd wordt met getabelleerde build-up factoren die rekening houden met secundaire effecten zoals de relatieve aanrijking aan lage energiestraling door interactie van gammafotonen met de materie; deze point-kernel benadering is geschikt voor be-rekeningen waarbij de directe line-of-sight straling tussen bron en receptor domineert en voor materialen waarvoor de build-up factoren goed gekend zijn. Monte-Carlo methodes daarentegen modelleren expliciet de interacties van de gamma fotonen op hun verschillende mogelijke trajecten tussen bron en dosispunt.


de voorzichtigheid van de scenario’s, modellen en parameters waarmee de radiologische impact en risico berekend worden.

Door met al deze aspecten rekening te houden wordt er een evenwichtige beoordeling verkregen, waarin geen enkel aspect van de radiologische veiligheid onterecht teveel wordt benadrukt en op die wijze mogelijks de op-timalisatie in het gedrang brengt van andere aspecten van de performantie van het bergingssysteem en/of de vei-ligheid van het afvalbeheer.

De geïntegreerde evaluatie van veiligheid en performantie brengt de veelzijdige aard van veiligheid in rekening, alsook de daaruit voortvloeiende globale systeem optimalisatie die, zeker voor langetermijn veiligheid die verder reikt dan enkele generaties, eerder kwalitatief van aard is dan beperkt tot een louter wiskundige kwantitatieve optimalisatie-oefening van bv. een veiligheidsindicator zoals het individuele dosistempo of een gewogen combi-natie van verscheidene kwantitatieve indicatoren.

4) Voorzichtige afleiding van de bergingslimieten

De methodologie voor de veiligheidsevaluatie omvat ook een voorzichtige bepaling van de bergingslimieten, die verder worden besproken in paragraaf 6.6.4.

De algemene voorzichtigheid van de afleiding van de bergingslimieten wordt gekarakteriseerd door de volgende elementen:

De voorzichtigheid van de dosis en de risicobeperkingen en de referentieniveaus.

De voorzichtigheid bij de afleiding van het veiligheidsconcept dat de basis vormt voor de ontwikkeling van de scenario's in de veiligheidsevaluaties.

De voorzichtigheid van hypothesen voor scenario's, modellen en parameters in veiligheidsevaluaties

De voorzichtigheid van het verificatieproces, de bevestiging en de controle op de limieten tijdens de ber-gingsoperaties.

De voorzichtigheid van de bergingslimieten voor de bergingsinstallatie te Dessel in vergelijking met interna-tionaal gehanteerde richtwaarden. De voorzichtigheid van aanpak bij de afleiding van bergingslimieten in vergelijking met de aanpak die gevolgd wordt bij andere reglementaire praktijken.

5) Bevestiging van robuustheid en veiligheidsmarges van het ontwerp

De veiligheidsevaluaties bevestigen verder met kwantitatieve analyses de robuustheid en de veiligheidsmarges van het ontwerp van de SSCs. De bevestiging van de robuustheid van het systeem door de veiligheidsevaluaties wordt besproken in paragraaf 6.6.3.

6) Prioriteiten van het toekomstige O&O-programma

De evaluatie van de robuustheid van het systeem en de evaluatie van de veiligheidsmarges worden gebruikt als invoergegevens om te focussen op de prioriteiten van het toekomstige O&O programma, zoals besproken in pa-ragraaf 6.7.1.


6.5.2.4 Optimalisatie en implementatie van de berging

De implementatie van het bergingssysteem omvat de bouw van de SSCs, het bergen van het afval, de sluiting van de bergingsinstallaties, alsook het toezicht houden op de activiteiten en de bewarende/remediërende maatre-gelen gedurende de verschillende fasen van de berging.

Zoals weergegeven in voorgaande Figuur 45, omvat het optimalisatieproces tijdens de implementatie van het systeem vijf aspecten: 1) Het testen van de constructie-aspecten en het opstellen van een adequaat QA/QC programma bij constructie. 2) Een gecontroleerd systeem van afvalacceptatie en opvolging van de bronterm in de bergingsinstallatie. 3) Controle en monitoring. 4) Ervaringsfeedback bijhouden en opvolging van de technologische evoluties. 5) Periodieke veiligheidsherzieningen. Deze aspecten worden hierna verder besproken.

1) Testen van de constructie-aspecten en een adequaat QA/QC programma

Tijdens de implementatie van het systeem wordt de bouw van de SSCs geoptimaliseerd door rekening te houden met de best beschikbare kennis en de beste beschikbare technieken en met een continu programma van erva-ringsfeedback en perfectionering van bouwtechnieken door middel van testen. Dit zowel bij het opstellen van de bestekken voor de bouw als bij het formuleren en implementeren van een adequaat QA/QC programma. Het QA/QC programma wordt opgesteld om de bouwen de inbedrijfstellingsactiviteiten te verifiëren en te beheren. Bij het ontwerpen van de SSCs wordt in toepassing van het principe van aantoonbaarheid de voorkeur gegeven aan het toepassen van procedures waarvoor een brede ervaring en kennis bestaat.


NIRAS heeft, in toepassing van het principe van aantoonbaarheid, testprogramma’s ontwikkeld. De testpro-gramma’s hebben als doelstelling om de uitvoerbaarheid en beheersbaarheid aan te tonen van implementatiepro-cessen die nieuwe aspecten vertonen ten opzichte van bestaande ervaring. De testprogramma’s hebben daarnaast ook als doelstelling om te bevestigen dat de uitvoerbaarheid, die in andere contexten al werd aangetoond, kan worden geëxtrapoleerd naar het contextuele kader van het bergingsprogramma voor categorie A afval van NIRAS (beheersbaarheid door NIRAS). Indien deze beide doelstellingen vervuld zijn, kan formeel bevestigd worden dat de SSCs de vereiste veiligheidsfuncties zullen kunnen vervullen (principe van aantoonbaarheid). De testprogramma’s die passen binnen deze argumentatielijn zijn:

De prototype monolieten, zoals besproken in een vorige paragraaf 6.4.2.

De demonstratieproef, zoals besproken in een vorige paragraaf 6.4.2.

De testprogramma’s werden reeds ontwikkeld voordat gestart wordt met het opstellen van de technische bestek-ken voor de bouw. Dit laat NIRAS toe om in de bestekken volledig rekening te houden met alle bestaande kennis en ervaring, evenals alle lessen die werden getrokken uit testprogramma’s. Een dergelijke voorzichtige benade-ring van de uitvoerbaarheid van de bouw heeft de volgende voordelen:

Het minimaliseert tijdens de bouw het industriële risico dat bepaalde structuren hersteld of opnieuw ge-bouwd zullen moeten worden om de vereiste performantie te bereiken.

Het geeft, zoals vereist door het FANC, al garanties qua uitvoerbaarheid in het stadium van de eerste ver-gunningsaanvraag. Dit laat toe dat de beslissing om de vergunning toe te kennen rekening kan houden met het feit dat er een vrij grote zekerheid bestaat dat de installatie zal kunnen worden gebouwd met de vereiste performanties. Het vermindert het risico op grote afwijkingen tussen de as-built structuren en de plannen tij-dens de eerste vergunningsaanvraag.

Het draagt bij tot de verdere optimalisatie van de performantie van het bergingssysteem tijdens het opstellen van de bestekken en tijdens de toekomstige bouw, door het feit dat de lessen zijn getrokken uit de testpro-gramma’s.

Het is duidelijk dat het modulaire karakter van de bergingsinstallatie (modules, monolieten) zal toelaten om deze manier van werken te extrapoleren, door de geleerde lessen uit systemen en structuren die in eerdere stadia wer-den gebouwd mee te nemen bij volgende stadia van constructie.

Ook zal NIRAS, zoals reeds vermeld in paragraaf 6.4.2, een proefafdekking bouwen voor het testen van en expe-rimenteren met de performantie van de afdekking en de evolutie ervan, zodat de toekomstige bouw van de af-dekking (tijdens fase Ib) verder kan worden geoptimaliseerd.

Voor het begin van de sluitingsfase na ongeveer een eeuw, zal NIRAS specifieke tests in detail ontwikkelen voor de sluitingsoperaties, aanvullend aan de momenteel beschikbare industriële referenties die aantonen dat dergelij-ke opvuloperaties uitvoerbaar zijn. Industriële referenties die werden verzameld voor het definiëren van de op-vulactiviteiten bevatten:

Het opvullen met mortel van een 30 m lange testopstelling waarin het plaatsen van een buffer rondom een afvalverpakking getest werd in het kader van een geologische berging; deze test werd in 2007 in opdracht van NIRAS uitgevoerd bij het EC ESDRED project.

Het in opdracht van Fluxys gedeeltelijk opvullen van een ontoegankelijk en verlaten ondergrondse butaanre-servoir met een diameter van 3,5 m en een lengte van ongeveer 2,4 km in Antwerpen; dit gebeurde met een commercieel verkrijgbare premix bestaande uit Portland cement, klei en gips.


Een adequaat QA/QC-systeem voor de bouw draagt ook bij tot een efficiënte en geoptimaliseerde set van SSCs. Tijdens de bouw en implementatie van de SSCs, zal de kwaliteit van de gerealiseerde SSCs en de naleving van de specificaties, gedefinieerd in het bestek, worden gecontroleerd en gegarandeerd door systematische controles. Onderscheid wordt gemaakt tussen de QA/QC maatregelen die worden genomen voor de productie van monolie-ten, die plaats zal vinden op continue basis in specifiek daartoe voorziene installaties, en de QA/QC maatregelen die worden genomen voor de bouw van de modules en andere structuren en systemen van de bergingsinstallaties, die onder bouwwerfomstandigheden plaats zullen vinden met tussenpozen:

QA/QC voor de monoliet — Rekening houdend met het belang van de performantie en de duurzaamheid van beton en immobilisatiemortel op de langetermijn veiligheid van de berging, gaat speciale aandacht uit naar het definiëren en controleren van de productieomstandigheden voor de caissons en van de voorbereiding en het aanbrengen van de immobilisatiemortel in de monoliet.

Deze operaties zullen worden uitgevoerd in specifiek daartoe ontwikkelde installaties. Zo zal er een produc-tie-eenheid specifiek bestemd voor de productie van caissons gebouwd worden in de directe nabijheid van de bergingsinrichting. Voor deze productie-eenheid zullen specifieke uitrustingen geselecteerd worden om de productie van de caissons in optimale omstandigheden te laten verlopen. Bovendien zullen deze uitrus-tingen exclusief gebruikt worden voor de productie van caissons om de optimale productieomstandigheden te verzekeren en te bestendigen in de tijd. Strikte voorwaarden qua temperatuur en vochtgehalte tijdens de uitharding alsook voorwaarden qua bescherming tegen regen, vorst, zonnestraling ... tijdens de tijdelijke op-slag daarna, worden opgelegd om caissons met optimale performantie en duurzaamheid te verkrijgen. Der-gelijke condities zullen ook opgelegd worden in de Installatie voor de Productie van Monolieten (IPM) die gebouwd zal worden op site BP1 in de directe nabijheid van de caisson productie-eenheid en de bergingsin-richting en die zal gebruikt worden om het afval in de caissons te plaatsen en te immobiliseren met mortel teneinde monolieten te krijgen die kunnen geborgen worden in de bergingsinrichting voor oppervlakteber-ging van categorie A afval te Dessel.

Zowel de betonnen caisson, als primaire verpakking voor bergingsafval, als de IPM installatie met daarin de cementeringsinstallatie voor het aanbrengen van de mortel zullen het onderwerp uitmaken van een erken-ning door NIRAS in het kader van het Koninklijk Besluit van 18 November 2002. Om deze erkenning te verkrijgen zullen de instantie/dienst verantwoordelijk voor de exploitatie van de caissonfabriek en Belgoprocess als exploitant van de IPM erkenningsdossiers opstellen waarin ze aantonen dat de geprodu-ceerde monolieten voldoen aan alle opgelegde acceptatiecriteria en vereisten. Een uitgebreid kwaliteitscon-troleprogramma met inbegrip van audits door NIRAS, zal geïmplementeerd worden zowel op niveau van de productie van caissons als op niveau van de activiteiten binnen de IPM.

QA/QC voor de constructie — Enkele belangrijke principes van kwaliteitsmanagement tijdens de construc-tiefase zijn:

► dat de aannemers materiaalcertificaten en uitvoeringsprocedures moeten verstrekken om aan te tonen dat gewerkt wordt in overeenstemming met de offertedocumenten en

► dat hold points worden gebruikt tijdens de constructiewerkzaamheden.

Verschillende soorten controles zullen worden uitgevoerd tijdens het constructieproces. Een belangrijk deel van het controleprogramma zal worden uitgevoerd op een systematische manier door de aannemer zelf, zo-als zal worden beschreven in de offertedocumenten. Het programma zal controles omvatten voor, tijdens en na de bouw.


Naast de hierboven beschreven controles wordt een continue opvolging op de site van de constructiewerken uitgevoerd om de overeenstemming van de gebruikte materialen, de overeengekomen uitvoeringsmethoden en procedures, het toepassen van goede praktijken te controleren , ... Deze controles worden uitgevoerd sa-men met het bepalen van de meetstaat.

Dit controleprogramma zal worden opgenomen in de aanbestedingsdocumenten.

Vooraleer gestart wordt met het opvullen met afval van vier modules, wordt geverifieerd dat ze nog steeds in overeenstemming zijn met de vergunningsvoorwaarden en met het veiligheidsrapport.

Vereisten en acceptatiecriteria met betrekking tot de cementgebaseerde barrières omvatten zowel aspecten in verband met korte termijn als lange termijn.

Voor de aspecten gerelateerd aan de performantie op korte termijn, zullen gelijkaardige QA/QC maatregelen getroffen worden als gebruikelijk in bouwkundige toepassingen, i.e. zoals gespecifieerd in normen (bijvoor-beeld NBN EN ISO/IEC 13369, 17020) en in specifieke productie-richtlijnen (bijvoorbeeld TRA 21-600). De productierichtlijnen omvatten onder meer vereisten betreffende de organisatie en het beheer van de kwa-liteit, verifieerbaarheid en reproduceerbaarheid van constructie. Andere vereisten betreffen het industrieel zelfcontrole systeem (Industrial self-control system ISS) ter interne verificatie door de fabrikant van de kwa-liteit van zijn producten. Ten slotte bevatten de productierichtlijnen omschrijvingen over hoe een derde par-tij het ISS zal verifiëren en inspecteren.

Omdat modules, caissons en monolieten geen gestandaardiseerde producten vormen en omdat NIRAS speci-fieke vereisten heeft die niet opgenomen zijn in de normen, zal NIRAS waar nodig de normen en productie-richtlijnen aanvullen met bijkomende richtlijnen en vereisten.

Voor de QA/QC aspecten verbonden met de performantie en duurzaamheid op lange termijn volgt NIRAS een tweesporenbeleid. ► Enerzijds wordt de performantie en duurzaamheid op lange termijn gerelateerd aan gemakkelijk meet-

bare parameters voor, tijdens of kort na productie zodat bij constructie controles kunnen uitgevoerd worden (bijvoorbeeld testen op grondstoffen, dosering, watergehalte/densiteit/vloeibaarheid van een vers betonmonster) en beslissingen over de aanvaardbaarheid kunnen worden genomen. Dit is in over-eenstemming met het principe van aantoonbaarheid, en meer specifiek het streven naar operationali-seerbare indicatoren en vereisten voor de performantie.

► Anderzijds, wegens het approximatieve karakter van en onzekerheden op de relatie tussen langetermijn performantie/ duurzaamheid en de gemakkelijk en snel meetbare parameters, zullen er op periodieke basis (bijvoorbeeld jaarlijks) al dan niet destructieve bevestigingsmetingen op getuige structuren of ge-produceerde caissons georganiseerd worden ter bevestiging van de langetermijn performantie. Voor modules en reeds geproduceerde monolieten met radioactief afval moeten destructieve proeven verme-den worden. Onder andere om deze reden zullen onder meer getuige structuren op de site voorzien wor-den die in gelijkaardige omstandigheden geconstrueerd worden en aan gelijke omstandigheden onder-hevig zijn als de eigenlijke modules. De verdere uitbouw op lange termijn van dit tweede spoor voor de QA/QC aspecten is een prioriteit voor het O&O programma.

Een ander aspect verbonden met de implementatie van de berging betreft de exploitatie, waarvoor afdoende ga-ranties met betrekking tot de uitvoerbaarheid moeten bestaan vooraleer ermee te starten. Dit is het onderwerp van de testen voor inbedrijfstelling die zullen uitgevoerd worden op het einde van de bouwfase. Op het einde van de bouwfase voert gekwalificeerd personeel een algemeen programma voor conformiteitsverificaties van de ge-


bouwde producten en voorzieningen uit. Het programma omvat, in het bijzonder en volgens de mogelijkheden, testen van de werking en performantie van de SSCs en de voorzieningen of systemen die nodig zijn voor de ex-ploitatie en veiligheid van de bergingsinstallatie en een algemene evaluatie van de eventuele afwijkingen van de bouw of de installatie. De uitvoering van dit programma dient als basis voor het dossier dat moet worden over-handigd aan het FANC met het oog op de reglementaire oplevering. Het programma en het dossier dat wordt overhandigd aan het FANC met het oog op de reglementaire oplevering worden gecontroleerd door de Dienst Fysische Controle van NIRAS.

2) Gecontroleerd systeem van acceptatie van afval in de bergingsinstallatie

Een ander belangrijk aspect van optimalisatie tijdens de realisatie van het systeem is het optimaliseren van de afval bronterm die in de berging wordt geplaatst.

Een gecontroleerd proces van acceptatie van afval voor berging en een specifieke vulstrategie van de berging, gericht op maximalisatie van het volume afval voor een bepaald activiteitsniveau, zal ook bijdragen tot het opti-maliseren van het systeem.

Het proces van acceptatie van afval voor berging werd reeds behandeld in voorgaande paragraaf 6.4.3.1:

Een specifiek conformiteitsdossier zal worden opgesteld voor elke afvalfamilie.

Het conformiteitsdossier wordt overgemaakt aan het FANC voor goedkeuring van de families die in aan-merking komen voor oppervlakteberging. Aanpassingen aan bestaande families of het toevoegen van nieuwe families in vergelijking met de afvalbronterm die in de vergunningsaanvraag staat, kan op voorwaarde dat de totale radiologische inventaris binnen de limieten blijft van de radiologische capaciteit van de bergingsin-stallatie (zie HS-14), en/of indien vereist, na een specifieke veiligheidsevaluatie.

Voor deze goedgekeurde families zal NIRAS, collo per collo, de toelaatbaarheid van het afval bevestigen op basis van het opvolgingsdossier. Het opvolgingsdossier zal alle relevante informatie over het afval in kwes-tie verzamelen en vervult dus een belangrijke rol bij het toelaten van dit afval in de bergingsinstallatie. De opvolgingsdossiers van de afvalcolli bieden NIRAS, als exploitant van de oppervlaktebergingsinrichting, al-le informatie waardoor zij de acceptatie voor berging kan controleren. Alleen afvalcolli die door NIRAS ge-accepteerd zijn, kunnen worden geborgen.

Dit proces is een logische verderzetting van het bestaande NIRAS systeem voor acceptatie van niet-geconditioneerd en geconditioneerd afval (cfr. paragraaf 3.8.1). De acceptatie van afval voor de berging is ook onderworpen aan controle en monitoring:

3) Controle en monitoring

De Dienst Fysische Controle (DFC) van NIRAS zal instaan voor het toezicht op de algemene veiligheid en ra-diologische veiligheid in het bijzonder. De dienst zal toezicht houden op het respecteren van de vergunnings-voorwaarden van de bergingsinstallatie en de toepassing van de arbeidswetgeving.

De veiligheid van de bergingsinrichting wordt, naast haar infrastructuren, voornamelijk bepaald door de karakte-ristieken van het erin opgenomen radioactief afval. NIRAS, als beheerder van het radioactief afval, integreert de opeenvolgende stappen uit de afvalcyclus door middel van het acceptatiesysteem en legt hierbij vereisten en voorwaarden op aan de producenten en exploitanten door middel van de erkenningen, de acceptatiecriteria en de acceptatieprocedure. Het auditeren van het acceptatiesysteem zal daarom een belangrijk onderdeel uitmaken van de taak van de DFC van NIRAS. De resultaten van deze audit kunnen een aansturing zijn voor NIRAS als be-


heerder van het radioactief afval om zijn acceptatiesysteem te optimaliseren met betrekking tot de beoogde ber-ging. De taken van de DFC omvatten eveneens het auditeren van de andere processen van NIRAS met betrek-king tot de aspecten verbonden met de veiligheid van de bergingsinstallaties (zoals onder andere het onderzoek en ontwikkeling in verband met de berging en de realisatie van de bergingsinfrastructuren).

Andere maatregelen die bijdragen aan de verdere optimalisatie van de blootstelling aan externe straling zijn:

Conform aan Artikel 23 van het ARBIS, is een Dienst Fysische Controle voorzien waarvan de missies onder meer zijn: de coördinatie van de optimalisatie van veiligheid en van de ALARA-programma inspanningen. Dit omvat onder andere: ► Het identificeren van locaties, activiteiten, en omstandigheden die het potentieel hebben om aanzienlij-

ke blootstelling aan straling te veroorzaken; ► Het identificeren van preventieve, toezichts- en herstelmaatregelen; ► Het beoordelen van de pre-planning activiteiten voor radiologisch werk.

Voorzien van een uitbatingscomité voor de installatie (Plant Operational Review Committee - PORC), dat in het kader van zijn opdracht als een ALARA comité fungeert. ► Elk jaar anticipeert de PORC de dosissen van het personeel op basis van de verwachte uit te voeren

werken in de gecontroleerde zone (bv. aantal en dosistempi van de monolieten die worden behandeld, onderhoud en monitoring).

► De werkelijke dosissen opgelopen door de medewerkers, worden vervolgens beoordeeld door het comi-té.

Voorzien van een veiligheidscomité voor de installatie (Safety Assessment Committee - SAC) dat periodiek de veiligheid evalueert en trendanalyses uitvoert. De opdrachten van dit comité omvatten onder meer het controleren dat dosissen voor publiek en werknemers voldoen aan de ALARA-doelstellingen en of deze doelstellingen nog steeds relevant zijn.

Het tweede niveau van controles bestaat uit controles en toezicht door het FANC en BEL-V.

4) Ervaringsfeedback, opvolging van de technologische evolutie

Andere factoren die bijdragen aan de optimalisatie van het systeem tijdens de implementatie zijn:

de ervaringsfeedback, inclusief gegevens over gebeurtenissen tijdens de exploitatie, omstandigheden bij ongevallen en voorlopers van ongevallen voor zowel de installatie als de activiteit zelf en voor soortgelijke installaties of activiteiten zal dit worden geregistreerd,

het opvolgen van technologische evoluties,

de input van het O&O-programma met inbegrip van monitoring, Deze factoren kunnen de implementatie van de berging verder verbeteren.

5) Periodieke veiligheidsherzieningen

Een belangrijke hefboom in de richting van effectieve en planmatige uitvoering van de verbeteringsmaatregelen in de bergingsinstallatie zijn de periodieke veiligheidsherzieningen voorzien voor de bergingsinrichting.


6.5.3 Als nucleair exploitant van de bergingsinstallatie heeft NIRAS de belangrijkste aspecten van het geïntegreerde beheerssysteem gedefinieerd dat wordt toegepast om een uitvoerbare, efficiënte, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de berging te verzekeren

De verschillende elementen in deze paragraaf tonen aan dat enerzijds het categorie A afval geoptimaliseerd is voor de oppervlakteberging in Dessel en in de toekomst verder zal worden geoptimaliseerd, en dat anderzijds een gestructureerde, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de bergingsinstallatie uitvoerbaar is.

6.5.3.1 Het bestaande NIRAS acceptatiesysteem voor afval optimaliseert het afval

Zoals beschreven in paragraaf 6.1.1, heeft NIRAS al sinds lang proactief een acceptatiesysteem voor afval ont-wikkeld en uitgevoerd, rekening houdend met de hele keten van de productie van afval tot de referentieoplossing op lange termijn.

Dit acceptatiesysteem voor afval heeft geresulteerd in geoptimaliseerde processen voor de productie van afval die:

de totale hoeveelheid radioactief afval afkomstig van nucleaire installaties, onderzoek en medische toepas-singen, die aanwezig zijn in België, beperken.

zoals besproken in paragraaf 6.4.3.5, eveneens de hoeveelheden langlevende alfa-activiteit in categorie A afval reduceert tot een orde van grootte die onder de internationale richtwaardes ligt voor soortgelijk afval in het buitenland, waardoor de hoeveelheid langlevende alfa-activiteit reeds als geoptimaliseerd kan worden beschouwd.

6.5.3.2 De vergunningsvoorwaarden voor de bergingsinstallatie van categorie A afval in Dessel zullen bijkomende optimalisatie van het afval toelaten

Wanneer NIRAS alle benodigde vergunningen voor de bergingsinstallatie van categorie A afval in Dessel zal hebben verkregen, zal NIRAS de specificaties van de bergingsinstallatie in Dessel integreren in haar acceptatie-systeem voor afval, rekening houdend met de vergunningsvoorwaarden en andere eisen van de bergingsinstalla-tie voor categorie A afval in Dessel. Dit zal toelaten om de acceptatie van afval en de processen voor afvalpro-ductie, verwerking en conditionering verder te optimaliseren tot de eisen van de bergingsinstallatie voor categorie A afval in Dessel en aldus verder de veiligheid van de berging te optimaliseren.

6.5.3.3 Als nucleair exploitant zal NIRAS een geïntegreerd beheersysteem implementeren voor een efficiënte, geoptimaliseerde en veilige exploitatie van de berging

Tijdens de exploitatie van de berging moet aangetoond worden dat het afval geschikt is voor berging in de op-pervlakteberging in Dessel vooraleer het afval er wordt geborgen. Een belangrijk element van het IMS is de in-tegratie van de NIRAS-rollen als afvalbeheerder en exploitant (zie voorgaande paragraaf 3.8.3).

Twee van de belangrijkste instrumenten voor het toezicht op de het afval doorheen de volledige afvalcyclus tot aan de bergingsinstallatie zullen het conformiteitsdossier en het opvolgingsdossier zijn (zie voorgaande para-graaf 6.4.3.1).


6.5.3.4 De opvulstrategie van de berging zorgt voor een verdere optimalisatie van de bescherming en wordt meegedeeld aan het FANC op verschillende ogenblikken vooraf aan het eigenlijke vullen van de berging

Tijdens het vullen van de berging met afval, zijn er twee belangrijke beperkingen:

Aan de ene kant een beperking in termen van hoeveelheid afval die fysiek kan worden geplaatst in de gede-finieerde bergingsinstallatie, dit heet de ‘volumetrische capaciteit’ van de bergingsinstallatie (34 modules, zie voorgaande paragraaf 3.6).

Aan de andere kant beperkingen op het gebied van radiologische kenmerken die in de bergingsinstallatie kunnen worden gebracht, deze worden gegroepeerd in het begrip ‘radiologische capaciteit’ van de berging.

Met betrekking tot deze twee beperkingen impliceert optimalisatie van bescherming een maximalisatie van de consumptie van volumecapaciteit, eerder dan een maximalisatie van de consumptie van radiologische capaciteit voor een gegeven volume.

Om als afvalbeheerder met de oppervlakteberging te Dessel een veilige langetermijn oplossing te kunnen bieden aan een zo groot als mogelijke fractie van het categorie A afval, streeft NIRAS naar een optimaal gebruik van de volumetrische capaciteit van de berging (34 modules). Dit in plaats van de activiteit in de berging te optimalise-ren tot aan de radiologische capaciteit van de berging. Door een optimalisatie van de activiteit bestaat immers het risico dat de volumetrische capaciteit van de berging onderbenut zou blijven. Hierdoor zou een volume afval dat in aanmerking komt voor oppervlakteberging, niet in de oppervlakteberging te Dessel kunnen worden geborgen.

Deze optimalisatie draagt zowel bij aan:

de globale optimalisatie van het langetermijnbeheer van afval, omdat een maximum aan afval dat in principe verenigbaar is met de oppervlakteberging kan worden op korte termijn geborgen in plaats van te wachten op verdere acties.

de optimalisatie van de bescherming van de oppervlaktebergingsinstallatie in Dessel omdat de radiologische inhoud van de berging lager is dan de radiologische capaciteit.

De maximalisatie van de consumptie van volumetrische capaciteit eerder dan de consumptie van radiologische capaciteit van de berging tijdens de toekomstige vulling van de berging wordt schematisch weergegeven in Fi-guur 49.


Figuur 49: Schematische voorstelling van de maximalisatie van de consumptie van de volumetrische capa-citeit, eerder dan een maximalisatie van de consumptie van de radiologische capaciteit.

NIRAS heeft een reeks operationele parameters en criteria bepaald op het niveau van de monolieten, modules en de berging als geheel om de optimalisatie van de volumecapaciteit tijdens het opvullen te sturen, om de con-sumptie van de radiologische capaciteit te monitoren en om de radiologische heterogeniteit in de berging te con-troleren.

Andere elementen van de opvulstrategie die verder kunnen bijdragen tot een optimalisatie van de stralingsbe-scherming zijn:

Plaatsing van de monolieten met hogere dosistempi in het midden en onderin de modules. Dit zal bijdragen tot de bescherming van de personen in de nabijheid van de modules tegen directe straling en skyshine.

Plaatsing van de monoliet met de hoogste potentiële bijdrage aan intrusiedosis weg van intrusiewegen, dus niet tegen de modulewanden en niet bovenaan de modules.

Plaatsing van cellulosehoudend afval onderaan de modules zodat de migratie van afbraakproducten van cel-lulose, die de chemische retentie verminderen, de andere monolieten niet beïnvloedt.

Plaatsing van evaporatorconcentraten in afzonderlijke modules om het volume te beperken dat door het hoge gehalte aan chloriden onderhevig is aan verminderde fysische en chemische retentie.

De verwachte en actuele operationele parameters en vulvolgorde zullen op verschillende ogenblikken voor de eigenlijke vulling van de berging, worden meegedeeld aan het FANC zodat het FANC tijdig kan anticiperen.

Radiologische capaciteit

Volumetrischecapaciteit

Consumptievan

radiologischecapaciteit

Consumptie van volumetrische capaciteit(bijv. aantal modules)

Evolutie vande berging tijdenshet opvullen

Maximalisatievan radiologische

consumptie

Maximalisatie van volumetrische consumptieoptimaliseert radiologischebescherming


6.5.4 Het ontwerp van de SSCs en hun implementatie zijn voldoende nauwkeurig gedefinieerd om de veiligheidsevaluatie en het opstellen van de bestekken mogelijk te maken

Het ontwerp van de SSCs, de constructie van de SSCs en de uitbating van de berging is voldoende gedetailleerd gebeurd zodat alle veiligheidsevaluaties kunnen uitgevoerd. De belangrijkste outputs van het ontwerp richting veiligheidsevaluaties wordt gegeven in Tabel 9. Het nagaan van de doenbaarheid van de constructie zoals be-schreven in voorgaande paragraaf 6.5.2, samen met de detaillering qua afmetingen, materiaalsamenstelling en het uitwerken van de strategie voor de controle en QA/QC op de constructie hebben voldoende informatie opge-leverd om in parallel met het traject van de vergunningsprocedure te starten met het opstellen van de specifica-ties en bestekken voor constructie.

Tabel 9: Overzicht van de belangrijkste input die het ontwerp levert aan de veiligheidsevaluaties.

Ontwerp van de SSCs in overeenstemming met de karakteristieken uit Tabel 4, § 6.4.2.2.

Dimensies van alle SSCs (monolieten, modules, afschermingsplaten, afdekking ...) samen met toleranties op modules,

monolieten en de opvulling van de inspectieruimte.

De zonering van de bergingsinrichting.

De documentatie van alle ontwerpbasis ongevallen samen met de documentatie van de sequentie van operaties tijdens

de uitbating, plaatsing van de afdekking en sluiting.

De doenbaarheid en optimalisatie van de constructiepraktijken minimaliseert het risico op slechte constructie.

Het vastleggen van de algemene principes voor sluiting minimaliseren het risico op slechte sluiting.

De optimalisatie van de constructiesequentie en het ontwerp tegen aardbevingen minimaliseert het risico op

macroscheuren die de barrières kortsluiten.

Het ontwerp tegen aardbeving minimaliseert het risico op beschadiging door aardbevingen.

De doenbaarheid en optimalisatie van de uitbating verzekert dat de langetermijn veiligheid verder geoptimaliseerd

wordt tijdens uitbating.


6.6 Het bergingsconcept is robuust en veilig

De volgende paragrafen ontwikkelen deze argumenten meer in detail. De informatie in deze paragrafen is geba-seerd op de hoofdstukken 12, 13, 14 en 15 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-12] [HS-13] [HS-14] en [HS-15].

6.6.1 NIRAS heeft een state-of-the-art en internationaal erkende methodologie voor de veiligheidsevaluaties ontwikkeld en toegepast

De veiligheidsevaluatie is het proces van het systematisch analyseren van de risico's die in verband staan met de berging en het vermogen van de site en van het ontwerp om te voorzien in de veiligheidsfuncties en te voldoen aan de ontwerpvereisten.

NIRAS heeft ervoor gekozen om het proces van de veiligheidsevaluatie binnen het algemene kader van de vei-ligheidsbenadering (zie vorige paragraaf 6.2.6) en de veiligheidsstrategie te plaatsen. De globale veiligheidsbe-nadering weerspiegelt het iteratieve karakter van de veiligheidsevaluatie die periodiek herzien en bijgewerkt wordt in functie van de veranderende randvoorwaarden, evaluatie van de wetenschappelijke basis, de realisatie van de berging, technologische ontwikkelingen, monitoring- en toezichtsprogramma's, middelen voor het uitvoe-ren van kwantitatieve analyses en nieuwe nationale of internationale ontwikkelingen met betrekking tot metho-

NIRAS heeft aangetoond dat de voorgestelde berging veilig en robuust is. De geëvalueerde radiologische impacts respecteren alle veiligheidscriteria. De berging vervult de veiligheids-doelstelling en strategische veiligheidsoriëntaties van optimalisatie, afzondering en inslui-ting, beperking van de activiteit van langlevende radionucliden, betrouwbaarheid, passieve veiligheid, robuustheid, diversiteit en gelaagde bescherming.

Deze stelling wordt verder gestaafd door de volgende argumenten: 1) NIRAS heeft een state-of-the-art en internationaal erkende methodologie voor de veilig-

heidsevaluaties ontwikkeld en toegepast. Deze methodologie is in overeenstemming met de internationale beste praktijken en is nauw verbonden met de IAEA ISAM methodologie. Op specifieke gebieden loopt deze methodologie voorop in het internationaal onderzoek en ontwikkeling.

2) Door middel van het veiligheidsconcept heeft NIRAS de veiligheidsrollen van de compo-nenten en de verschillende onzekerheden systematisch geëvalueerd en gestructureerd en aangetoond dat zij voldoende worden begrepen met het oog op het kwalitatief en kwanti-tatief evalueren van de afzondering- en insluitingsperformantie en de veiligheid.

3) In lijn met de methodologie heeft NIRAS aangetoond dat de performantie van het ber-gingsconcept robuust is.

4) In lijn met de methodologie heeft NIRAS voorzichtig de radiologische capaciteit van de ber-gingsinstallatie en de voorwaarden om het afval veilig te accepteren en te bergen bepaald, zodanig dat de activiteit van de langlevende radionucliden op passende wijze wordt be-perkt.

5) In lijn met de methodologie heeft NIRAS aangetoond dat radiologische effecten en risico's geoptimaliseerd, passend laag en in overeenstemming met de reglementaire vereisten zijn, en zich onder blootstellingen en risico’s door natuurlijke bronnen en bestaande blootstel-lingen situeren.


dologieën voor de veiligheidsevaluatie, veiligheidsevaluatie praktijken en veiligheidsgerelateerde eisen (zoals weergegeven in Figuur 33 van paragraaf 6.2.6).

De methodologie voor de veiligheidsevaluaties wordt vooraf aan de ontwikkeling van de kennisbasis en de vei-ligheidsevaluaties gedefinieerd als onderdeel van de veiligheidsstrategie. De eerste reden hiervoor is om de eva-luaties te richten op de centrale veiligheidsdoelstelling, de strategische veiligheidsoriëntaties, de SSCs en de vei-ligheidsfuncties die opgenomen zijn in het veiligheidsconcept (zie vorige paragraaf 6.3.2). De tweede reden is om de bestaande nauwe integratie in de bergingsprogramma’s van NIRAS tussen de veiligheidsevaluaties en de overige activiteiten gestuurd door de veiligheidsstrategie, zoals de ontwikkeling van de wetenschappelijke basis (zie vorige paragraaf 6.4) en het ontwerp van de SSCs en de uitvoering ervan (zie vorige paragraaf 6.5), te be-houden en verder te stimuleren.

De methodologie voor de veiligheidsevaluatie die NIRAS heeft ontwikkeld, is gebaseerd op de IAEA ISAM methodologie die internationaal erkend is als een generieke methodologie voor veiligheidsevaluaties voor opper-vlaktebergingsinstallaties voor laagradioactief afval.

De methodologie is in overeenstemming met de internationale beste praktijken, en dit werd door het NEA inter-nationaal peer review team bevestigd. Dit is te danken aan meerdere factoren. De NIRAS-methodologie voor de veiligheidsevaluatie is ontwikkeld en uitvoerig nagezien door een brede waaier aan nationale en internationale experts, die onder andere betrokken zijn

bij het opstellen en herzien van internationale richtlijndocumenten van het NEA en het IAEA over veilig-heidsevaluaties van berging,

in EC projecten over veiligheidsevaluaties voor geologische berging en

in internationale industriële projecten voor oppervlakteberging,

Zoals opgemerkt door het NEA internationale peer review team, loopt de methodologie voor een aantal aspecten, zoals de veiligheidsfuncties en het veiligheidsconcept, ook voorop bij het internationale veiligheidsonderzoek en de ontwikkelingen.

De NIRAS-methodologie is een ondertussen beproefde methodologie die door de jaren heen verscheidene malen praktisch getest, toegepast en verfijnd is geweest.

De methodologie is gebaseerd op de ISAM methodologie die op haar beurt het resultaat is van jarenlange wereldwijde ervaring met veiligheidsevaluaties en vergunningen van industriële oppervlaktebergingspro-jecten.

In de voorontwerpfase 1998-2006 werd de methodologie toegepast door NIRAS en haar contractanten voor de verschillende voorstellen voor oppervlakteberging, ondiepe berging en geologische berging van categorie A afval.

De methodologie en de toepassing ervan werden ook besproken met het FANC tijdens de voorontwerpfase.

Er werden lessen getrokken uit de diverse activiteiten tijdens de voorontwerpfase, en de methodologie voor de huidige projectfase werd op basis daarvan verfijnd.

Begin 2008 werd een voorstel voor de methodologie opgesteld voor de vergunningsaanvraag en vervolgens in parallel enerzijds verder getest door NIRAS, SCK•CEN en Galson en anderzijds besproken met het FANC in de periode 2008-2009.

In 2009 werd het voorstel voor de methodologie voor de projectfase verder aangepast als gevolg van de tes-ten, interacties met het FANC en als gevolg van de FANC leidraad documenten die beschikbaar kwamen in 2008-2009.


De internationale basis, de aangebrachte verfijningen zodat de Belgische context in rekening wordt gebracht, de aangebrachte verfijningen door praktische tests en toepassingen, het nazicht door externe experts en het FANC, en ten slotte de globale peer review door het NEA, vormen samen de bevestiging dat het een beproefde methodo-logie betreft.

De methodologie behandelt alle relevante aspecten en omvat onder andere:

De operationele radiologische veiligheid waarin de operationele stralingsrisico’s behandeld worden voor werknemers, de bevolking en het leefmilieu, voortkomend uit normale exploitatie en verwachte operationele gebeurtenissen of ongeval omstandigheden waarbij storingen of interne of externe gebeurtenissen zich heb-ben voorgedaan.

De voorzieningen voor stralingsbescherming om vast te stellen dat adequate maatregelen werden genomen om stralingsrisico's te beheersen tot op een passend niveau binnen specifieke grenzen, beperkingen en refe-rentiewaarde,, en om de stralingsbescherming te optimaliseren.

De radiologische langetermijn veiligheid na sluiting die zich richt op de stralingsrisico's voor het publiek en het leefmilieu op lange termijn. De langetermijn veiligheid impliceert in principe drie soorten scenario's, af-gebeeld in Figuur 50: ► Geleidelijke uitloging van radionucliden uit het afval in gasvorm – gas uitlogingscenario’s. ► Geleidelijke uitloging van radionucliden uit het afval naar het grondwater – grondwater uitlogingscena-

rio’s. ► Onopzettelijke menselijke intrusie in de bergingsinstallatie – intrusie scenario’s.

Afleiding van radionucliden belangrijk voor langetermijn veiligheid en van bergingslimieten, gebaseerd op de internationaal algemeen aanvaarde (en ook bij vrijgavelimieten gebruikte) methodologie van de somma-tie van fracties, zodanig dat de activiteit van langlevende radionucliden beperkt is.

Inschatting van toekomstige radiologische impact of risico om een redelijke zekerheid te verschaffen dat de impacts en risico's worden beheerst binnen de opgelegde dosis- en risicolimieten, beperkingen en referen-tiewaarden en dat ze zijn teruggebracht tot een niveau dat zo laag als redelijkerwijs mogelijk haalbaar is.

Figuur 50: Schematische voorstelling van de 3 types scenario’s die voorkomen bij de lange termijn radio-logische veiligheidsevaluatie van oppervlaktebergingsinstallaties.

1. Gasvormig vrijkomen

2. Uitloging naar grondwater> Verwachte evolutie> Alternatieve evoluties

3. Menselijke intrusies> Kleinschalig (boring)> Grootschalig (constructie)


Performantie-analyse die de afzondering en insluiting, alsook de robuustheid van de SSCs en het bergings-systeem evalueren, om te bevestigen dat een adequate gelaagde bescherming aanwezig is.

De evaluatie van onzekerheden en van veiligheidsmarges bij de veiligheids- en performantie-analyses, om zo een geïnformeerde besluitvorming en efficiënt verloop van het bergingsprogramma te bevorderen.

De stralingsbeschermingsaspecten zijn beschreven in hoofdstuk 12 van het veiligheidsrapport niveau 2 [HS-12]. De operationele radiologische veiligheid is beschreven in hoofdstuk 13 [HS-13], en de lange termijn radiolo-gische veiligheid is beschreven in hoofdstuk 14 [HS-14].

Het algemene proces dat wordt gevolgd voor de verschillende veiligheidsevaluaties kan worden samengevat door de volgende stappen (Figuur 51): 1) Het voorbereiden van de evaluaties, voortbouwend op de ervaringen, middelen en vaardigheden opgebouwd

bij vorige programmastappen en iteraties. Deze voorbereiding omvat: a) De definitie van de context en de reikwijdte/scope van de evaluatie (bv. operationele radiologische vei-

ligheid, lange termijn radiologische veiligheid). b) Verzamelen van een brede en betrouwbare kennisbasis voor de evaluatie (cfr. vorig hoofdstuk 6.5.2.3).

2) Kwalitatieve en/of kwantitatieve analyses op basis van kennis en de bijbehorende onzekerheden. Deze ana-lyses brengen omvatten: a) Identificatie van scenario's en rekengevallen. b) Bepalen van conceptuele, mathematische en computermodellen. c) Bepalen van invoerparameters. d) Berekeningen.

3) De interpretatie en presentatie van de resultaten om een duidelijk beeld te geven van a) De veiligheid van het bergingssysteem. b) De performantie van het bergingssysteem. c) De invloed van de behandelde onzekerheden..


Figuur 51: Methodologie van de veiligheidsevaluaties.

Een hoofdbestanddeel van de veiligheidsevaluaties is de veiligheidsanalyse die een reeks van verschillende kwantitatieve berekeningen omvat die worden uitgevoerd in een gepland, stapsgewijs proces dat afgebeeld staat in Figuur 52:

Het invoergegeven voor de veiligheidsanalyse is de bronterm 2008 versie 1 (zie paragraaf 6.4.3.4, Tabel 6)

Een eerste reeks berekeningen zijn de algemene zeer conservatieve radionuclide screening berekeningen om: ► De voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden te identificeren. Deze radionucliden heb-

ben het potentieel om een waarneembare bijdrage te leveren aan de radiologische impact van de berging op lange termijn en worden dus meer in detail behandeld in de evaluatiebasis, de bergingslimiet bereke-ningen en de radiologische impact berekeningen.

► Sommige blootstellingswegen of scenario’s uit te screenen van de meer gedetailleerde evaluaties. Op basis van de screening kan er besloten worden dat er geen behoefte is aan de ontwikkeling van gedetail-

1. Voorbereiding veiligheidsevaluaties

Ervaring en vaardigheden opgedaan tijdens vorige programmastappen en -iteraties

Definitie van context en scope van de evaluatie

Verzamelen van een brede en betrouwbarekennisbasis

2. Uitvoeren van veiligheidsevaluaties

Identificatie van scenario’s en rekengevallen

Vastleggen van conceptuele, mathematische en computermodellen

Vastleggen van invoer parameters

Uitvoeren van berekeningen

3. Interpretatie en presentatie van resultaten

Feedback naar volgende programmastappen binnen de globale iteratieve veiligheidsaanpak

(sectie 6.2.6)


leerde gas uitlogingscenario’s, omdat de radiologische gevolgen zich duidelijk onder 1 µSv/jaar bevin-den of minder dan 0,003% van de impact voor de grondwater uitlogingsscenario's vertegenwoordigen.

Een tweede reeks berekeningen zijn de bergingslimiet berekeningen die voorzichtig de bergingslimieten bepalen voor alle voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden. De scenario's die worden ge-bruikt om de bergingslimieten te bepalen zijn: ► Grondwater uitlogingscenario’s ► Intrusie scenario’s De berekeningen voor de bergingslimieten nemen de IAEA "sommatie van fracties" methodologie als uit-gangspunt, dit draagt bij tot een robuuste en geloofwaardige methode voor het opleggen van de bergingsli-mieten zoals bevestigd door het NEA internationale peer review team.

De 2008 bronterm - versie 1 wordt vervolgens aangepast aan de berekende bergingslimieten, wat resulteert in de 2008 bronterm - versie 2 voor de 40 voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden (zie pa-ragraaf 6.4.3.4, Tabel 7).

Figuur 52: Overzicht van de veiligheidsanalyse.

1. Screening berekeningen• Screening van radionucliden • Scenario’s: gasvormig vrijkomen, uitloging

naar grondwater, onvrijwillige menselijke intrusie

2. Bergingslimieten berekeningen

Radionuclidenbelangrijk voorde veiligheidop lange termijn

Ai,max• Uitloging naar grondwater• Grootschalige menselijke

intrusie

C i,max

Kleinschalige menselijke intrusie

Aanpassing bronterm > Bronterm 2008 – Versie 2

Overeenstemming bronterm met bergingslimieten

3. Impact referentie scenario

3. Impact gestyliseerde omstandigheden3. Impact alternatieve

referentie scenario’s

Dosis referentieniveau

Intrusie Penaliserende scenario’s

3 mSv/jaar0,1 mSv/jaar

Bronterm 2008 – Versie 1

Risicooptimalisatiestreefwaarde

1 10-6 /jaar

Dosisoptimalisatiestreefwaarde


De derde set berekeningen zijn de radiologische impact berekeningen waaruit blijkt dat het radiologisch effect van de geschatte bronterm passend laag is voor al de beschouwde soorten scenario's. ► Voor een robuust scenario met de verwachte geleidelijke uitloging van radionucliden naar het grondwa-

ter, dus het referentiescenario (RS), werd de radiologische impact berekend en vergeleken met de dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar.

► Voor grondwater uitlogingsscenario’s die minder waarschijnlijk zijn maar toch enige plausibiliteit heb-ben, te weten de alternatieve referentiescenario’s (ARS), werden de radiologische risico’s berekend en vergeleken met de risico optimalisatiestreefwaarde van 1 10-6/jaar.

► De impact van de scenario's onder gestileerde voorwaarden werd berekend en in perspectief geplaatst met een dosis referentiewaarde van 3 mSv/jaar. De gestileerde voorwaarden omvatten:

Onopzettelijke menselijke intrusiescenario's (HIS)

Penaliserende scenario's (PS) die een controle van de robuustheid vertegenwoordigen in de fase na insluiting (2000 jaar) waarbij subjectieve onzekerheden op de evolutie van het systeem zo groot zijn geworden dat de evaluaties over residuele insluiting illustratief zijn.

De geïntegreerde veiligheids- en performantie evaluatie beschouwt ook andere grondwater uitlogingscenario’s die het effect onderzoeken van verschillende, meer realistische modelleringsaannamen. Dit laat toe om de veilig-heidsmarges te bepalen. Het laat bovendien toe om een aantal aspecten van voorzichtigheid van de modelle-ringsaannamen van de veiligheidsanalyse scenario's RS, ARS te rechtvaardigden. Deze scenario’s maken het ten slotte ook mogelijk dat de performantie kan worden geanalyseerd.

De verwachte evolutie van het systeem, gebaseerd op de verworven wetenschappelijke kennis in de brede evaluatiebasis, worden in deze bijkomende analyses vertaald in: ► Het expected evolution scenario (EES). ► Het likely evolution scenario (LES).

De gewijzigde systeemevoluties, die minder waarschijnlijk zijn, worden in deze bijkomende analyses omge-zet in alternatieve evolutiescenario's (alternative evolution scenarios - AES).

De relatie tussen de verschillende scenario’s voor geleidelijke uitloging wordt weergegeven in Figuur 53. Een overzicht van de verschillende scenario’s en hun doel wordt gegeven in Tabel 10.

Figuur 53: Grondwater uitlogingscenario’s beschouwd in de veiligheidsevaluaties.

Aannemelijkeevolutie-scenario(LES)

Fenomenologischbegrip van de

verwachteperformantie

Initiërende FEPs(natuurlijkeoorsprong)

Verwachte evolutie-scenario (EES)

Referentiescenario(RS)

Alternatieve evolutie-scenario’s (AES’en)

Alternatieve referentie-scenario’s (ARS’en)

plausibiliteit


Tabel 10: Overzicht van de verschillende scenario’s beschouwd bij de evaluatie van de radiologische langetermijn veiligheid, samen met het doel van de sce-nario’s en de belangrijkste hypothesen qua performantie en blootstellingsgroep.

1) Verwachte evolutie qua performantie Scenario Doel Hypothesen performantie Hypothesen blootstellingsgroep 1.1) Likely evolution scenario – LES

1) Radiologische impact toetsen (< 0,3 mSv/jaar) 2) Optimalisatie toetsen

Aannemelijke hypothesen performantie: Performantie volgens veiligheidsconcept maar onderstel-

ling van snelle fysische degradatie van modules over ~150 jaar vanaf 350 jaar

Onderstelling dat monoliet vanaf 350 jaar trager fysisch degradeert dan de beschermende module errond

Onderstelling dat afdekking na 350 jaar geleidelijk degra-deert tot rest-performantie van 1 10-9 m/s

Best-estimate waarden qua chemische retentie

Aannemelijke blootstellingsgroep: Waterput middenin de berekende pluim, op enkele

honderden meters van de berging 50% Zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap

1.2) Referentie sce-nario – RS

1) Optimalisatiemarge toet-sen (< 0,1 mSv/jaar) 2) Bepalen radiologische capaciteit van de berging

Conservatieve hypothesen performantie: Performantie volgens veiligheidsconcept maar onderstel-

ling van snelle fysische degradatie van modules en mono-lieten over ~150 jaar vanaf 350 jaar

Onderstelling dat monoliet even snel degradeert als be-schermende module errond

Onderstelling dat afdekking na 350 jaar geleidelijk degra-deert tot rest-performantie van 1,3 10-8 m/s


Worst case hypothetische blootstellingsgroep: Waterput op 70 m van de berging maximum waarde

van de radionucliden-concentratie (70 m) 100 % zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap

1.3) Expected evolu-tion scenario – EES

Gevoeligheidsstudie model-hypothesen (scheuren, type monolieten, sorptiewaarden, heterogeniteit activiteit in de berging ...)

Hypothesen performantie variëren tussen zeer conservatief, aannemelijk en hoog: Performantie volgens veiligheidsconcept maar snelle

fysische degradatie van modules over ~150 jaar vanaf 350 jaar

Onderstelling dat monoliet trager fysisch degradeert (~400 jaar) dan de beschermende module errond

Onderstelling dat afdekking na 350 jaar geleidelijk degra-deert tot rest-performantie van 1,3 10-8 m/s

Chemische retentie waarden variëren over volledige range van waarden in de literatuur (laag, best-estimate, hoog)

Worst case hypothetische blootstellingsgroep: Waterput op 70 m van de berging maximum waarde

van de radionucliden-concentratie (70 m) 100 % zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap


2) Verstoringen aan de verwachte evolutie qua performantie Scenario Doel Hypothesen performantie Hypothesen blootstellingsgroep 2.1) Alternatieve referentie scenario’s – ARS

1) Radiologisch risico toetsen (< 10-6 /jaar) bij minder waarschijnlijke verstoringen aan RS Vergelijking met RS 2) Bepalen eventuele bijko-mende beperking van radio-logische capaciteit van de berging

Conservatieve hypothesen performantie: Verstoringen op 100 jaar door slechte constructie van

afdekking, modules en slechte afdichting van inspec-tieruimte en drainagesysteem

Verstoring op 350 jaar door zware aardbeving die zeer snelle degradatie over ~50 jaar van modules en monolieten teweegbrengt


Worst case hypothetische blootstellingsgroep: Waterput op 70 m van de berging maximum waarde van

de radionucliden-concentratie (70 m) 100 % zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap

2.2) Alternatieve evolutie scenario’s – AES

1) Analyse van robuustheid indien barrières en/of func-tionaliteiten verstoord wor-den ten opzichte van EES Argumentatie voor passend niveau van gelaagde be-scherming

Conservatieve hypothesen performantie: Verstoringen op zowel afdekking, module, monoliet,

ophoging als combinaties ervan. Verstoringen vanaf 100 jaar.


Worst case hypothetische blootstellingsgroep: Waterput op 70 m van de berging maximum waarde van

de radionucliden-concentratie (70 m) 100 % zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap

2.3) Penaliserende scenario’s – PS

1) Restrisico bepalen na en-kele 1000’en jaren: radiolo-gische impact toetsen (orde grootte 3 mSv/jaar) 2) Bepalen eventuele bijko-mende beperking van radio-logische capaciteit van de berging

(Quasi) afwezigheid van performantie na 2000 jaar: enkel nog een beperkte sorptie ondersteld op zand en op kalk-steen.

Worst case hypothetische blootstellingsgroepen: Waterput door de restanten van de berging + 730 liter

per jaar ingestie van besmet drinkwater Residentie bovenop afval

2.4) Onopzettelijke menselijke intrusie-scenario’s – HIS

1) Restrisico bepalen na en-kele 100’en jaren: Radiolo-gische impact toetsen (orde-grootte 3 mSv per intrusie en/of per jaar) 2) Bepalen van de toelaatba-re activiteitsconcentraties in het afval en van radiolo-gische capaciteit van de ber-ging

Per definitie afwezigheid performantie: intrusie tot bij het afval op 350 jaar

Worst case hypothetische blootstellingsgroepen: Blootstellingen bij analyse van boorkern, nemen van een

boorkern en constructiewerkzaamheden in het afval Residentie bovenop materiaal uitgegraven bij boorkern

en constructiewerkzaamheden


6.6.2 NIRAS heeft aangetoond dat de veiligheidsrollen en de onzekerheden in het veiligheidsconcept afdoend worden begrepen en dat ze behandeld worden in het ontwerp, de veiligheid en het toekomstige O&O programma

6.6.2.1 Veiligheidsargumenten ontwikkeld met het veiligheidsconcept als structurerend element

Het gebruik van het veiligheidsconcept als centraal instrument voor de ontwikkeling van het veiligheidsdossier, draagt bij tot een gestructureerde, duidelijke en traceerbare ontwikkeling en documentatie van de berging in Des-sel en haar veiligheidsargumentatie. Dit wordt geïllustreerd in Tabel 11 die de belangrijkste veiligheidsargumen-ten bevat uit het veiligheidsconcept, de wetenschappelijke basis, de ontwikkeling van het ontwerpen de veilig-heidsevaluaties. Deze argumenten worden als volgt ontwikkeld:

Een opsomming van de belangrijkste fenomenologische karakteristieken en processen verantwoordelijk voor de toekenning van een M-rol in het veiligheidsconcept. ► Voor deze karakteristieken en processen wordt geargumenteerd hoe ze werden geïmplementeerd wer-

den in de ontwikkeling van het programma door:

ontwerpvereisten en/of bouwen operationele maatregelen, verantwoordelijk voor deze M-rol en/of

toekomstig O&O werk met inbegrip van monitoring, verdere ontwikkeling/verfijning/aanpassing van ontwerpvereisten en/of operationele maatregelen.

► In het geval van de toekomstig werk, worden redelijkerwijs voorzichtige veronderstellingen gemaakt in de veiligheidsevaluaties om een redelijke mate van zekerheid te hebben dat de performantie onderschat en de radiologische impact overschat wordt met de berekeningen.

Een opsomming van de belangrijkste fenomenologische gebeurtenissen en processen, die mogelijks leiden tot de degradatie of bedreiging van de SSCs. ► Voor deze gebeurtenissen en processen wordt geargumenteerd hoe ontwerpvereisten en/of bouwen

operationele maatregelen en/of extra bijkomende barrières kunnen vermijden dat ze zich voordoen, of als vermijden niet realiseerbaar is hoe ze de effecten van de bedreiging kunnen verminderen.

► In het geval dat effecten worden verminderd, zijn specifieke aannamen of scenario’s aangewezen in de veiligheidsevaluaties om een redelijke mate van zekerheid te hebben dat performantie onderschat en de radiologische impact overschat is.

Voor bedreigingen met een hogere aannemelijkheid werden voorzichtige parameter- en modelle-ringskeuzes verondersteld binnen de scenario's die de verwachte evolutie vertegenwoordigen (LES, RS, EES).

Voor bedreigingen met een lagere aannemelijkheid werden ofwel voorzichtige aannames gemaakt in de scenario's die de verwachte evolutie vertegenwoordigen, ofwel specifieke scenario’s ontwik-keld met een lagere aannemelijkheid (ARS, AES, HIS).

► Argumentatie hoe toekomstig O&O-werk zou kunnen bijdragen om de kennisbasis te verbreden en zo te helpen bij de evaluatie van het belang van de verschillende bedreigingen, bij de ontwikkeling van ont-werpvereisten en bouw/operationele maatregelen en bij aannamen voor veiligheidsevaluaties.

Tabel 11 geeft een synthese van de argumenten met betrekking tot de veiligheidsfuncties R2a, R2b en R3 die op dit ogenblik de belangrijkste functies zijn om de vertraging en attenuatie van de geleidelijke uitloging van radio-nucliden uit het bergingssysteem te evalueren.


Tabel 11: Synthese van de veiligheidsargumenten die gebaseerd zijn op het veiligheidsconcept.

Veiligheidsconcept veil. functie/SSC/fasen

Fenomenologie Ontwerp en operationele maatregelen

Voorzichtige hypothesen veiligheidsevaluatie Toekomstig programma

R2a Biologische laag

III IV V

Belangrijkste karakteristieken en processen die R2a verzekeren: Oppervlakkige afstroming boven-

op biologische laag, i.e. surface run-off)

Evapotranspiratie door de begroeiing op de biologische laag (capacitieve barrière functie)

De ontwerpvereisten zijn: Run-off: helling van 5% Evapotranspiratie: siltige leem-

grond, voldoende dikte

Evapotranspiratie wordt in rekening gebracht, er wordt geen rekening gehouden met run-off. Gezien de onzekerheden werd een generieke benadering toegepast om de hydraulische functies van de bodem te schatten. Ook werd een korte grasvegetatie met relatief kleine bladoppervlakte index, interceptie en worteldiepte ondersteld.

Meting van run-off en evapotranspiratie op de geplande proefafdekking. Gebaseerd op de proefafdekking kan men de capacitieve barrière de functie van de biologische laag in de toekomst verder optimaliseren, door onderzoek naar de lange termijn gemiddelde drainage en de invloed van verschillende vegetatie.

Belangrijkste potentiële degradatie gebeurtenissen en processen: Bodem erosie Afschuiving bij statische belasting Afschuiving bij dynamische

belasting zoals een seïsme

Ontwerpvereisten die degradatie verminderen zijn: Helling van 5% bovenaan module

laat run-off toe maar beperkt toch erosie en afschuiving

Helling naar de basis is 3:1 wat het risico op afschuiving beperkt in vergelijking met 2:1 hellingen

Zelfs bij aanwezigheid van onzekerheden kan de evapotranspi-ratie functie van de biologische laag boven de modules redelijkerwijs in rekening worden gebracht Onder een ontwerpaardbeving

van 0,224g en een buitenont-werpaardbeving van 0,283 g blij-ven de grindlaag en de infiltratie barrière direct boven de modules intact

Zelfs als vegetatie wordt verwij-derd, zal de vegetatie de afdek-king relatief snel herkoloniseren

Meting van de erosiesnelheid van de geplande proefafdekking.

R2a Klei infiltratie barrière

III Belangrijkste karakteristieken en processen die R2a verzekeren: De helling van de top zorgt voor

laterale drainage in bovenliggen-de laag

Lage hydraulische conductiviteit K

Gerelateerde ontwerpvereisten zijn: Helling van 5% K klei ≤ 10-9 m/s Geosynthetische klei liner (GCL)

wordt toegevoegd om een lagere totale hydraulische conductiviteit te verkrijgen

De klei werd in rekening gebracht, geen rekening werd gehouden met GCL

Onzekerheden over de extrapolatie van ruimte en tijd: meting van de percolatie door de infiltratie bar-rière op de geplande proefafdek-king.





R2a Klei infiltratie barrière

III Belangrijkste potentiële degradatie gebeurtenissen en processen: Scheuren van de bodem indien

de kleilaag wordt blootgelegd Bodemvorming bij een

verminderde dikte van bovenliggende lagen

Flora/fauna bioturbatie

Algemene ontwerpmaatregel: Ondoorlatende top plaat wordt toegevoegd om de effecten van onzekerheden en vroege degradatie van de infiltratie kleibarrière te beperken Scheuren van de bodem en

bodemvorming wordt vermeden door de aanwezigheid van een bovenliggende voldoende dikke biologische laag

Een bio-intrusie laag wordt toegevoegd om het risico van wortelpenetratie en gravende dieren te beperken

Inspectie en onderhoud door het verwijderen van invasieve planten tijdens fase III

Algemene maatregel: na fase III (350 a) wordt de klei infiltratie barrière niet in rekening gebracht

Testen van bouwtechnieken voor de geplande proefafdekking.

Constructie risico’s: schade aan onderliggende GCL als gevolg van compactie/verdichting van de klei

Niet-gecompacteerde kleilaag direct boven de GCL om schade te vermijden aan de GCL tijdens constructie

Gecompacteerde kleilaag daar-boven om deze niet-gecompac-teerde kleilaag te beschermen

R2a Ondoorla-tende top

plaat

III IV

Belangrijkste karakteristieken en processen die R2a verzekeren: Lage effectieve hydraulische

conductiviteit K Kleine helling van de top van de

barrière zorgt voor een laterale drainage in de bovenliggende laag

De helling zal later bepaald worden in functie van de zettingen

K matrix < 5.67×10-13 m/s Beperken van scheuren op jonge

leeftijd

Effectieve hydraulische conductiviteit voor klassiek gewapend beton zonder specifieke krimp versterkingen wordt genomen. Doorgaande macro-scheuren die de volledige dikte penetreren worden verondersteld.

O&O-programma omvat hydraulische performantie van vezelversterkt beton O&O-programma omvat scheuren op jonge leeftijd





R2a Ondoorla-tende top

plaat

III IV

Belangrijkste potentiële degradatie gebeurtenissen en processen:

Degradatie mechanismen voor vezelversterkte beton zijn niet goed gekend

Drie opties worden overwogen vanwege weinig lange termijn ervaring vezelversterkt materiaal: klassiek licht gewapend beton, vezel versterkt beton, combinatie van vezelversterkt beton met enige klassieke wapening

Hypothesen voor modellering van klassiek licht gewapend beton

O&O-programma omvat degradatiemechanismen van vezelversterkt beton O&O-programma omvat bouwtechnieken van vezelversterkt beton

Gewapend beton: zie algemeen punt m.b.t. R2a degradatie van klassiek gewapend beton in deze tabel

Gewapend beton: zie algemeen punt m.b.t. R2a degradatie van klas-siek gewapend beton in deze tabel







R2aR2b

Klassiek gewapend beton (modules, caissons)

III IV

Belangrijkste karakteristieken en processen die R2a verzekeren: Lage effectieve hydraulische

conductiviteit K Gravitaire laterale drainage voor

horizontale barrières Belangrijkste karakteristieken en processen die R2b verzekeren: Lage effectieve porositeit η Lage porie diffusie coëfficiënt Dp Lage effectieve hydraulische

conductiviteit K

Kleine hellingen gecombineerd met laterale drainage voorzieningen (afvoermateriaal, goot) voor horizontale barrières

K matrix < 5.67×10-13 m/s Effectieve porositeit: zal bepaald

worden op basis van de details qua constructiemaatregelen. Moet ten minste < 9,7%

Poriën diffusie coëfficiënt zal bepaald worden op basis van de details qua constructie-maatregelen. Moet ten minste < 3.8×10-11 m/s

Beperken van scheuren op jonge

leeftijd: Beperken van scheuren op jonge

leeftijd Versterking tegen krimp zodat de

maximum opening van krimpscheuren volgens de ontwerpcodes 300 µm voor modules en 200 µm voor caissons bedraagt

Specifieke constructievolgorde voor modules om zoveel als mogelijk vrije krimp toe te laten

Constructie technieken voor modules, getest in de demonstratietest en geen krimp of andere scheuren op jonge leeftijd werden opgemerkt

Constructie technieken voor monolieten; tests met prototypes en geen krimp of andere scheuren op jonge leeftijd werden opgemerkt

Effectieve hydraulische conducti-viteit: Beste raming voor Keff is 10-13 m/s

wat in het verwachte bereik ligt voor beton met scheuren. Keff wordt verwacht een factor 100 kleiner te zijn: 10-15 m/s (metin-gen en inverse modellering; lite-ratuurwaarden). Ondersteunende berekeningen: krimpscheuren van het oppervlak tot aan de wape-ningsnetten met openingen van 300 µm zou Keff met slechts een factor ~2 verhogen.

Voor modules wordt een bijko-mende correctiefactor van ~ 10 toegepast om rekening te houden met heterogeniteiten, variabele voorwaarden (effect op uithar-ding): Keff = 10-12 m/s.

Voor caissons is geen bijkomende correctiefactor toegepast omdat ze geproduceerd worden onder goed gecontroleerde omstandig-heden in een specifieke installatie en omdat er geen thermische gradiënten zijn.

Effectieve porositeit: meting van water toegankelijke waterporositeit op een labomonster beton met referentiesamenstelling. η = 9,7% Dp gebaseerd op gemeten waarde (voor chloriden) voor beton referentiesamenstelling + correctie factor ~10 voor opschaling. Dp = 3,8×10-11 m/s

O&O-programma omvat scheuren op jonge leeftijd Vooraleer gestart wordt met de bouw van de modules op de werf worden testwanden voorzien die gebouwd worden met dezelfde gedetailleerde constructievoor-zieningen als de modules. Vooraleer gestart wordt met de constructie van monolieten worden bijkomende industriële schaal- en opstarttesten van de caissonfabriek voorzien.





R2aR2b

Klassiek gewapend beton (modules, caissons)

III IV

Belangrijkste potentiële degradatie gebeurtenissen en processen: Binnendringende chloride Externe/interne sulfaat

aantasting (ESA, ISA) Alkali-silica reacties (ASR) Biodegradatie Decalcificatie/uitloging van

betonfasen Carbonatatie Krimp Thermische scheuren Corrosie geïnduceerde scheuren Vorst-dooi cycli Kruip Mechanische statische en

dynamische belastingen Constructie risico’s: Interne sulfaat aanval ten gevolge

van temperaturen boven drempel vertraagde ettringiet vorming

thermisch kraken Krimp Vries-dooi cycli Lokale aanwas van aggregaten Slechte constructie

Milieu/materiaal keuzes /constructie technieken vermijden binnendringen chloride, ESA/ISA, ASR, biodegradatie, thermisch scheuren, vorst-dooi cycli.

Materiaal keuzes/constructie technieken beperken decalcificatie, carbonatatie, krimp, kruip, corrosie geïnduceerde scheuren

Belangrijk lange termijn degradatie proces = corrosie geïnduceerd scheuren door carbonatatie

Mechanische statische en dyna-mische belasting werd be-schouwd voor het ontwerp van de wapening.

QA/QC programma wordt gedefinieerd voor de modules (werfomstandigheden) en voor de monolieten (productie installatie omstandigheden)

In situ zijn testkamers voorzien om de evolutie van het beton op te volgen in functie van de tijd

Voor afval met hoge waarden chloriden (evaporatorconcen-traten), worden ontwerp aanpas-singen overwogen en dit afval komt in aparte modules

Constructie technieken voor modules werd getest en tempera-tuur in beton lag lager dan de kritische drempel van 70°C voor ISA

RS, EES en LES omvatten een progressieve betondegradatie: - Fase III (100-350 a): Bijkomende multiplicatie factor 10 voor hydraulische conductiviteit van modules rekening houdend met het effect van scheuren. - Fase IV (350-800 a): snelle toename van hydraulische conductiviteit zodat beton niet langer een fysieke impedantie heeft na ~500 jaar - Fase IV (350-800 jaar): doorgaande scheuren inbegrepen ter hoogte van de constructie interfaces

Snellere degradatie met inbegrip van slechte constructie, grote aardbevingen, doorgaande scheuren vanaf de start van fase III … werden in rekening gebracht in de veiligheidsevaluaties door alternatieve scenario’s. De radiologische risico’s zijn aanvaardbaar, gegeven de lage waarschijnlijkheid van deze scenario’s.

Regelmatig onderzoek van getuige structuren, bewaard op de site. Dit om de evolutie van het beton op te volgen.

QA/QC programma’s zijn voorzien voor de modules en monolieten als invoergegeven voor hun specificaties.

Hoog chloride houdend afval is een specifiek familie afval voor dewelke verdere optimalisatie van het ontwerp van de monolieten mogelijk is.

Het testprogramma omvat verder onderzoek van bekisting met CPF-liners om de diffusiecoëfficient en scheuren tijdens de constructie te beperken en daarmee de carbonatatie weerstand te verhogen.

Monitoring en in situ testprogramma naar de effecten van scheuren op de carbonatatie-snelheid

Verdere studie van betonkruip Verdere studie scheuren ten

gevolge van dynamische seismische belasting





R3

Cement-gebaseerde materialen (beton, cement, zand-cement)

III IV V

Belangrijkste karakteristieken en processen die R3 verzekeren: Sorberende fasen in cement:

kristallijn portlandiet, amorf CSH, ettringiet, AFm, hydrogarnet, hydrotalciet

Sorberende kalkhoudende aggregaten en calciet als een nieuw gevormde fase ten gevolge van cement carbonatatie

Oppervlakte precipitatie, co-precipitatie, precipitatie op zuivere fasen in cement fasen en calciet

Materiaal specificaties van de hoeveelheid cement, water en aggregaten

Geen rekening gehouden met oplosbaarheidslimieten

Een breed internationaal panel experts is bijeengeroepen om consensus te bereiken over redelijke beste geschatte waarden voor sorptie parameters en over de onzekerheidsgrenzen van de sorptie schattingen

De gebruikte waarden voor sorptie in de veiligheidsevaluatie houden geen rekening met: (1) sorptie op calciet tijdens de stadia 1, 2 en 3 van de betonevolutie (2) hogere sorptie in reducerende omstandigheden voor redox-gevoelige elementen (Tc, Se) (3) de sorptie door de opvulmortel van de monoliet

Verdere studie van sorptie op cementgebaseerde materialen en op de referentiesamenstelling van beton om onzekerheidsgrenzen voor sorptie schattingen te verkleinen, speciaal voor elementen waarvoor weinig of geen sorptiegegevens beschik-baar zijn (bv. Ag) en voor elementen voor dewelke lagere/ hogere grens sorptiewaarden leiden tot een merkbare verho-ging/verlaging in het algemene radiologische effect (bv. Pu, Ra, Nb).

Verdere studie van complemen-taire sorptie barrières speciaal voor elementen met een lage sorptie op cementgebaseerde materialen gecombineerd met een merkbare bijdrage tot het radiologisch effect in één of meer lange termijn uitlogingsscenario’s (bv. Cs, Ag)

O&O-programma en de afvalconformiteitsdossiers per afvalfamilie omvatten verdere studie van complementaire fysische/chemische retentie door de afvalvorm





R3


III IV V

Belangrijkste potentiële degradatie processen: Complexanten: chloride,

organische materialen incl. cellulose

Degradatie van R2 die leidt tot

een snellere uitloging van beton en dus een snellere aanwezigheid van enkel laag sorberend calciet

Radionuclide specifieke correctie

factoren voor de radiologische capaciteiten Ai,max [Bq], om rekening te houden met verminderde sorptie waar van toepassing (chloride, cellulose).

Verdere studie is aangewezen voor degradatieproduct ftalaat van zacht PVC.

Sorptie vermindering van hogere moleculaire organische stoffen (bitumen, harsen, thermosetting polymeren, NS/polycarboxylaat superplastificeerders…) is verwaarloosbaar.

Vulstrategie: afzonderen van monolieten met complexanten

Veronderstelde tijdsevolutie van

R3 is gebaseerd op maximale degradatie van R2 vanaf de start van fase IV > deze veronderstelling ontkoppeld R2 van R3 degradatie

Voor chloridehoudend afval is

een verdere optimalisatie van het ontwerp van de monolieten mogelijk.

Verdere opvolging van evoluties qua sorptie reductiefactoren gerelateerd aan chloriden en organische stoffen onzekerheden





R3


III IV V

Belangrijkste potentiële degradatie processen (vervolg): Bypass van sorptie in beton door

de aanwezigheid van macroscheuren in beton

Macroscheuren worden verme-den door materiaalkeuzes en ont-werp. Microscheuren worden in grote mate vermeden en beperkt.

Als de modules scheuren verto-nen ondanks alle genomen maat-regelen, zijn de modules toch beschermd door ten minste 2 complementaire weinig door-latende lagen: klei infiltratie barrière en de vezelversterkte on-doorlatende top plaat

Betonnen structuren worden gecontroleerd tijdens en na de constructie. Vooral de constructie te starten worden als onderdeel van een QA/QC programma, operationaliseerbare parameters gedefinieerd om microscheuren van macroscheuren te onderscheiden.

Het beton zal worden hersteld indien uitvoerbaar. Indien de herstelling aan het beton niet uitvoerbaar is, zullen specifieke ontwerp of operationele maat-regelen worden genomen, b.v. versterken van de later te bouwen laag doorlatende lagen en/of de opvulmaterialen, of de veiligheidsmarges zullen worden gebruikt, bijvoorbeeld R1 veiligheidsfunctie van het afval.

RS, EES en LES bevatten expliciet doorgaande scheuren vanaf de start van fase IV.

Een snelle degradatie van modu-les met doorgaande scheuren reeds vanaf sluiting, werd in reke-ning gebracht in de alternatieve scenario’s. De radiologische risi-co’s zijn aanvaardbaar gegeven de lage waarschijnlijkheid van gelijk-tijdig falen van alle ontwerpen, inspectie, onderhoud, maatrege-len en de voorzichtige aannamen over de evolutie die reeds in rekening werd gehouden in de modellering van de verwachte evolutie.

Vooraleer de bouw te starten worden binnen het QA/QC programma operationele condities gedefinieerd om microscheuren van macro-scheuren te onderscheiden.

O&O op beton zal worden verdergezet voor het beter begrijpen van de fenomenologie van de oorzaken en effecten van scheuren.


6.6.2.2 De performantie analyses dragen verder bij tot een gedetailleerd begrip en concluderen onder andere dat meer dan 98% van de initiële radioactiviteit vervalt tijdens de insluiting in de bergingsinstallatie en dat de monoliet een overheersende veiligheidsfunctie vervult

Een gedetailleerde kennis van de veiligheidsrollen en onzekerheden in het veiligheidsconcept werd verkregen door middel van specifieke performantie analyses. Performantie analyse handelt over de evaluatie van het ver-mogen van de berging en de samenstellende SSCs om radionucliden af te zonderen en in te sluiten. Deze beoor-deling omvat de performantie van het bergingssysteem gebaseerd op de huidige kennis van de verwachte evolu-tie van het systeem, maar ook de wijze waarop de performantie wordt beïnvloed door bedreigingen voor de veiligheidsfuncties en dus hoe robuust de performantie is.

De performanties voor de verwachte evolutie van het systeem worden in deze paragraaf besproken, terwijl de robuustheid van de performanties met betrekking tot de bedreigingen voor de veiligheidsfuncties in de volgende paragraaf 6.6.3 wordt behandeld.

Afzondering

Om het afval af te zonderen van de biosfeer en de kans op onopzettelijke menselijke intrusie te verkleinen, vraagt oppervlakteberging specifiek om voorzieningen als toegangscontrole en fysische barrières. Maatregelen genomen in het kader van beveiliging dragen ook bij tot het afzonderingsvermogen. Radioactief verval leidt tot een afname van het radiologisch risico geassocieerd met het afval zodat afzondering niet langer vereist is na en-kele honderden jaren. Dit tijdsbestek wordt gewaarborgd door de activiteit van langlevende radionucliden in het afval te beperken.

De doelstelling van afzondering is vervat in veiligheidsfunctie I1, het beperken van de waarschijnlijkheid en gevolgen van onopzettelijke menselijke intrusie. Het afzonderingsvermogen van het bergingssysteem is een voorstelling van de mate waarin het systeem weerstand kan bieden tegen intrusie welke afhankelijk is van het aantal verschillende voorzieningen en barrières en afneemt in de tijd. In het veiligheidsconcept dragen verschil-lende SSCs en andere voorzieningen bij tot I1:

intrusie van bovenuit wordt gedurende fasen III en IV bemoeilijkt door de afdekking, het module dak, de modulewanden en de monolieten;

intrusie van onderuit wordt bemoeilijkt door het feit dat de inspectieruimtes en -galerij opgevuld worden tijdens de sluitingsfase;

toegangscontrole is van toepassing zolang de site onder nucleaire reglementaire controle blijft (fase III). Alle SSCs die een M-rol vervullen voor veiligheidsfunctie I1 zijn beton gebaseerd. Degradatie van betonbarriè-res is een indirecte bedreiging voor het afzonderingsvermogen aangezien dit menselijke intrusie (de directe be-dreiging) vergemakkelijkt. Menselijke intrusie wordt kwantitatief geëvalueerd met menselijke intrusiescenario’s (HIS, zie vroegere paragraaf 6.6.1 en Figuur 52). In deze scenario’s gaat men bij conventie uit van het falen van het afzonderingsvermogen bij de start van fase IV. Deze aanname zorgt ervoor dat de performantie van beton gedurende fase IV niet bijdraagt in de kwantitatieve evaluatie van de radiologische impact.


Insluiting en vertraging

De insluitingsperformantie van het systeem wordt gewaarborgd door een reeks opeenvolgende en complementai-re SSCs en veiligheidsfuncties. De belangrijkste veiligheidsfuncties zijn:

De beperking van inwaterstroming naar de radionuclide retentie barrières (R2a functie), vooral tijdens fase III maar ook tijdens fase IV.

De fysische retentie van radionucliden binnen de retentie barrières door beperking van de diffusie en beper-king van advectie (R2b functie), vooral tijdens fase III maar ook tijdens fase IV.

Chemische retentie van radionucliden in de retentie barrières door chemische sorptie processen (R3 functie), tijdens alle post-sluitingsfasen III, IV, V en VI.

De insluitingsperformantie van insluiting worden geëvalueerd met de grondwater uitlogingscenario's. Voor de performantie analyses is de verwachte evolutie van het systeem voorgesteld door een specifiek scenario genaamd 'verwachte evolutie scenario' (expected evolution scenario EES). Het 'referentiescenario' (RS) en het ‘likely evo-lution scenario (LES)' geven de verwachte evolutie weer voor de veiligheidsanalyses en voor de evaluatie van veiligheidsmarges.

Om een volledig beeld te krijgen van de performantie van insluiting worden meerdere indicatoren gebruikt om de verschillende facetten van de insluiting te illustreren. Drie van deze indicatoren zijn geselecteerd in dit Vei-ligheidsrapport niveau 1, omdat zij een overzicht geven van de essentiële performantie kenmerken van het sys-teem.

De eerste indicator betreft de efficiëntie van fysische retentie, en bestaat uit twee onderdelen:

Het Peclet-getal is een dimensieloos getal dat een verhouding uitdrukt tussen de advectieve component van het radionuclidentransport en de diffusieve component van het transport. Dus, hoe lager de relatieve bijdrage van het diffusieve transport is, hoe hoger dit Peclet-getal is. In de berging wordt tijdens de isolatiefase IV (indicatieve duur van ongeveer 350 tot ongeveer 800 jaar) een geleidelijke afname van de bijdrage van het diffusieve transport verwacht omdat de waterstroming toeneemt, totdat op het einde van de isolatiefase niet langer een fysische retentie door ‘beperking van diffusie’ bestaat. Het Peclet-getal, representatief voor het advectief gedomineerd transport van radionucliden wordt bereikt rond ongeveer 500 jaar.

Een beperking van advectie als middel tot fysische retentie in de berging kan worden uitgedrukt door de verhouding tussen de hydraulische conductiviteit van de radionuclidenretentiebarrières en de effectieve infil-tratie op de berging. Zolang deze verhouding kleiner dan één is, is er een (significante) beperking van de ad-vectie door middel van het bergingssysteem. Wanneer deze verhouding stijgt tot boven één, vormt de ber-ging geen barrière meer belemmering van waterstroming, en is er dienovereenkomstig geen bijdrage meer tot fysische retentie van de ‘beperking van advectie’. Deze verhouding stijgt reeds tot boven één op enkele tientallen jaren na 350 jaar.

Het Peclet-getal voor het EES en de verhouding tussen infiltratie en hydraulische conductiviteit van de radionu-clidenretentiebarrières geven aan dat fysische retentie in de modellen voor het EES een rol speelt gedurende ten hoogste ongeveer 500 jaar. Deze beide elementen leveren een indicatie dat de fysische degradatie na 350 jaar zeer snel ondersteld werden in de huidige modellen.

Dus, door de conservatieve modelhypothesen in de veiligheidsevaluaties, die rekening houden met onzekerheden qua evolutie van karakteristieken van beton (zie voorgaande paragraaf 6.4.2.2), wordt er relatief snel tijdens de isolatiefase niet langer een fysische retentie ondersteld: op 500 jaar in plaats van ongeveer 800 jaar op het einde


van de isolatiefase. Deze periode van 500 jaar stemt overeen met internationaal gebruikte waarden voor de fysi-sche retentie in oppervlaktebergingen zonder speciaal ontworpen hoog performant beton (bijvoorbeeld de US NRC publicatie NUREG-1573).

De tweede indicator betreft de afname van initiële activiteit van de voor de langetermijn veiligheid belangrijke nucliden in de monolieten, module basis, ophoging en het bergingssysteem als geheel [%]. Deze afname van de initiële activiteit geeft aan hoeveel activiteit binnen de bergingsinstallatie kan vervallen voordat ze naar het grondwater uitloogt. In Tabel 12 zien we dat 98% van de initiële activiteit vervalt binnen de bergingsinstallatie. Dit leidt tot een daling in activiteit van ongeveer twee ordegroottes door radioactief verval. Deze indicator houdt geen rekening met de kortlevende activiteit (van radionucliden die niet behoren tot de lijst van de voor de lange-termijn veiligheid belangrijke nucliden) die volledig vervalt in het systeem. Dit betekent dat in werkelijkheid het verval in het systeem veel groter zal zijn dan deze twee ordes van grootte.

Uit deze tabel blijkt ook dat de monolieten de componenten van de installatie zijn die veruit de grootste bijdrage leveren aan de totale performantie. De monolieten hebben dus een overheersende veiligheidsfunctie in het ber-gingssysteem van de oppervlaktebergingsinstallatie in Dessel.

Tabel 12: Afname van initiële activiteit in het bergingssysteem.

% verval van totale activiteit in

Bergingsinstallatie in haar geheel 98,3 %

Monoliet 97,9 %

Module basis 0,4 %

Ophoging 0,0 %

De derde indicator heeft betrekking op de tijdsevolutie van de tijdsgeïntegreerde radiotoxiciteitsflux richting grondwater gesommeerd over alle voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden en hun ingroei [Sv]. Deze tijdsevolutie wordt vergeleken met de tijdsevolutie van de radiotoxiciteit van de bronterm. Deze indicator geeft een aanduiding van de tijd die nodig is om alle radiotoxiciteit van het systeem uit te logen en de hoeveel-heid van de initiële radiotoxiciteit die werd uitgeloogd tot die tijd (zie Figuur 54). Het geeft bovendien een indi-catie van de benodigde tijd voordat een radiotoxiciteitsflux van fysieke betekenis wordt gegenereerd uit het ber-gingssysteem, met andere woorden de tijd waarover het bergingssysteem als geheel de radioactiviteit in de praktijk insluit. Uit Figuur 54 kunnen we besluiten dat:

De tijd voor het uitlogen van alle radiotoxiciteit bedraagt ongeveer 34 500 jaar.

Er is een afname van radiotoxiciteit van twee ordes van grootte tussen de initiële radiotoxiciteit en de radio-toxiciteit die cumulatief uitloogt. Dit bevestigt de resultaten weergegeven in Tabel 12. Dezelfde opmerking over de voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden geldt als voor het verval van activiteit voor radiotoxiciteit, dat wil zeggen dat meer dan twee ordes van grootte daling van de radiotoxiciteit wordt verwacht.

De tijd van insluiting van radiotoxiciteit in de bergingsinstallatie bedraagt ongeveer 450 jaar. Dit stemt on-geveer overeen met de periode met een efficiënte fysische retentie in de modellen.

De spreiding in de tijd van het vrijkomen van radiotoxiciteit bedraagt ongeveer 34 000 jaar.


Figuur 54: Tijdsevolutie van de tijdsgeïntegreerde radiotoxiciteitsflux richting grondwater vergeleken met de tijdsevolutie van de radiotoxiciteit van de bronterm. Het gebied na 2 000 jaar is grijs ingekleurd om de toenemende onzekerheden na enkele duizenden jaren aan te duiden.

Algemeen hebben de performantie analyses geleid tot een duidelijk begrip van de parameters, processen en componenten die bijdragen tot de performantie van het bergingssysteem in termen van het vertragen en attenue-ren van het vrijkomen van radionucliden in de biosfeer.

De vertraging van het vrijkomen, zorgt er voor dat radionucliden met een halveringstijd van minder dan ongeveer 100 jaar bijna volledig vervallen in het systeem. Dit wordt hoofdzakelijk bereikt door de fysische en chemische retentie.

Het vrijkomen van radionucliden met een langere halveringstijd wordt voornamelijk verzwakt door een spreiding in de tijd. De spreiding in de tijd door de verschillende componenten van de bergingsinstallatie gebeurt hoofdzakelijk door ► enerzijds de geleidelijke degradatie van fysische eigenschappen tussen ~350 en ~500 jaar en ► anderzijds de chemische retentie van radionucliden op cementgebaseerde materialen.

De belangrijkste parameters en processen voor de performantie van het bergingssysteem zijn: ► De halveringstijd van de radionucliden, ► De fysische retentie door lage diffusie en lage waterstroming, ► De degradatiesnelheid van de fysische retentie wanneer de barrières fysisch degraderen, ► De chemische retentie van radionucliden.

100Tijd sinds start van operationele fase [jaar]

10 000

10 0

10 1

10 2

10 3

10 4

10 5

10 6Totale radiotoxiciteit in het systeem

2. Radiotoxiciteit die overblijft in het systeem

Cumulatieve radiotoxiciteit in het grondwater - EES base case

3. Tijdsperiode van insluiting van radiotoxiciteit in de installatie

Spreiding in de tijdvan vrijkomen van radiotoxiciteit

1 000

4. Spreiding in de tijdvan het vrijkomen van radiotoxiciteit

1. Radiotoxiciteit dievervalt vooraleer vrij te komen

Radi

otox

icite

it [S

v]


6.6.2.3 Onzekerheids- en gevoeligheidsanalyses ondersteunen de voorzichtig genomen aannamen voor het referentie scenario en de alternatieve referentie scenario’s

Het begrip van de onzekerheden en de veiligheidsrollen in het veiligheidsconcept wordt verder verdiept en ver-breed door onzekerheids- en gevoeligheidsanalyses.

Deze onzekerheids- en gevoeligheidsanalyses vormen een enveloppe qua performantie en radiologische impact rond het basisgeval van het verwachte evolutiescenario EES. Deze analyses vertalen zich in bijkomende reken-gevallen waarin model en parameterhypothesen genomen worden binnen redelijke uitersten, maar in een aantal gevallen minder aannemelijk zijn dan de hypothesen in het basisrekengeval. De doelstelling van deze analyses bestaat erin de gevoeligheid te testen van de performantie van het systeem zodat: 1) Er met kennis van zaken voorzichtige hypothesen kunnen genomen worden in de RS en ARS scenario’s

voor de veiligheidsanalyse. Dit verzekert dat de radiologische capaciteit vrij voorzichtig wordt afgeleid (zie verder paragraaf 6.6.4).

2) De verlaging of verhoging van performantie en radiologische impact als gevolg van onzekerheden geschat kan worden, zelfs al zijn de beschouwde modelassumpties/parameter waarden minder aannemelijk.

Scenario-onzekerheid wordt behandeld door een reeks van alternatieve evolutiescenario’s (AES), dit zijn scena-rio’s met een lagere waarschijnlijkheid/aannemelijkheid van voorkomen waarbij er een snellere degradatie on-dersteld wordt dan in het EES, en waarvan de rekengevallen verdere informatie geven qua robuustheid van de performantie en radiologisch risico. Deze aspecten worden in de volgende paragraaf 6.6.3 behandeld.

6.6.3 NIRAS heeft aangetoond dat de performantie van het bergingsconcept robuust is en dat het concept een gepaste gelaagde bescherming biedt

Een strategie voor het omgaan met onzekerheden is te zorgen dat de performantie en de veiligheid van het sys-teem minder gevoelig zijn voor deze onzekerheden door het verbeteren van de robuustheid van het systeem. Een component of een systeem is robuust als het in staat is om zijn performantie of een deel van zijn performanties te behouden, ondanks bedreigende gebeurtenissen, processen en onzekerheden.

Robuustheid is nauw verbonden met het optimaliseren van het systeem zoals eerder besproken in paragraaf 6.5.2.2. Het is ook nauw verbonden met de gelaagde bescherming.

Bij de evaluatie van de gelaagde bescherming en de robuustheid heeft NIRAS geverifieerd dat de veiligheid en de performantie niet ongepast afhankelijk zijn van een enkel element van de bergingsinstallatie, of een beheers-maatregel, of de invulling van een enkele veiligheidsfunctie of een enkele administratieve maatregel.

De evaluatie van gelaagde bescherming bestaat uit een geheel van elementen zoals de voorzichtige definitie van het veiligheidsconcept, de ontwikkeling van het ontwerp en de veiligheidsevaluaties. De verschillende elementen die bijdragen aan deze evaluatie zijn weergegeven in Figuur 55.


Figuur 55: Proces voor het evalueren van de robuustheid en voor het verkrijgen van een gepaste gelaagde bescherming.

Het proces heeft uiteindelijk geresulteerd in een robuust systeem, door: 1) ten eerste, vele mogelijke bedreigingen voor de veiligheid al onmogelijk te maken op het niveau van de vei-

ligheidsstrategie en het veiligheidsconcept, 2) ten tweede op niveau van het ontwerp van de berging vele mogelijke bedreigingen te vermijden, of indien

dit niet mogelijk is de effecten ervan te minimaliseren door robuuste SSCs en gelaagde bescherming, alert te detecteren en in zoverre mogelijk te mitigeren en te herstellen

3) ten derde, met behulp van de veiligheidsevaluaties relevante bedreigingen met enige plausibiliteit te identifi-ceren en te bevestigen dat a) voor de meer aannemelijke bedreigingen opgenomen in de verwachte evolutie de radiologische impact

zich onder de dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar bevindt en

1) Vermijden van bedreigingen2) Minimaliseren van waar-

schijnlijkheid van voorkomenvan bedreigingen

3) Minimaliseren van effectenvan bedreigingen door robuusteSSCs

4) Minimaliseren van effectenvan bedreigingen door onafhan-kelijke, consecutieve, compleme-mentaire SSCs

5) Monitoring en controle + gelaagdebescherming van monitoring en controle

6) In zoverre mogelijk, mitigeren en herstellen

Retrospectieve analyse In veiligheidsevaluatie

1) Nagaan van resterende bedreigingen:a) Externe en interne gebeurte-

nissen die meer als één SSC,veiligheidsfunctie beïnvloeden

b) Bedreigingen met enige plausibiliteit selecteren

2) Effecten op performantie en op veiligheid nagaan van resterendebedreigingena) Effecten nagaan van degrada-

tie van onafhankelijke, conse-cutieve en complementaire SSCS

b) Nagaan dat er redelijke garantie van veiligheid blijftbij resterende bedreigingen

c) Bevestigen dat het systeemrobuust is voor een breed scala aan onzekerheden en bedreigingen

Bevestiging dat het systeem niet ongepast afhankelijk is van één enkel element of maatregel

Prospectieve analysebij veiligheidsconcepten bij ontwerp

Mogelijke verdere verbeteringen

Feedback voor volgende programmastapof iteratie

Radiologische impacts/risico’svoldoende beperkt

bij verstoringen?

Ja

Nee


b) voor de andere bedreigingen opgenomen in de alternatieve referentiescenario’s (ARS) het radiologisch risico9 zich onder de risico optimalisatiestreefwaarde van 1 10-6 /jaar bevindt.

4) en ten slotte, door in gedetailleerde gevoeligheids- en onzekerheidsanalysen aan te tonen dat de performantie van de berging in zijn geheel vrij ongevoelig is aan een breed scala van gevoeligheden/bedreigingen zoals opgenomen in het EES en de AES scenario’s.

Het feit dat bij de robuustheidsanalyse (“wat als?” analyse) door middel van AES en het hypothetisch vrij-gavescenario, de radiologische impacts beperkt blijven tot maximaal enkele mSv/jaar, is een bewijs dat er met behulp van het concept een passend niveau van gelaagde bescherming is voor de radiologische karakte-ristieken van het categorie A afval. De beperkte radiologische inhoud van het categorie A afval als element van gelaagde bescherming is complementair aan de ontwerpmaatregelen (barrières, veiligheidsfuncties).

6.6.3.1 Het veiligheidsconcept en het ontwerp zijn robuust

De aspecten die verband houden met het veiligheidsconcept en de ontwikkeling van het ontwerp, op het vlak van optimalisatie en de ontwikkeling van het bergingssysteem, werden reeds uitvoerig besproken in paragraaf 6.5.2.2.

6.6.3.2 De robuustheid van de performantie werd bevestigd door de veiligheidsevaluaties

De bevestiging van de robuustheid van de performantie betreft de identificatie en evaluatie van de effecten van de overblijvende bedreigingen voor het ontwikkelde ontwerp van de berging. In deze identificatie wordt speciale aandacht geschonken aan de evaluatie van de interne en externe gebeurtenissen die het potentieel hebben om meer dan één SSC of veiligheidsfunctie tegelijk negatief te beïnvloeden. Verder worden de effecten van de de-gradatie van onafhankelijke, opeenvolgende en complementaire SSCs onderzocht en wordt gecontroleerd of er een redelijke garantie is dat de radiologische risico’s en doses bij de resterende bedreigingen gepast laag zijn. Ten slotte wordt nagegaan of het systeem robuust is onder een breed scala van onzekerheden en bedreigingen.

De verwachte evolutie, waarin bedreigingen met een hogere aannemelijkheid vervat zitten, werd voorzich-tig gemodelleerd en zelfs met de voorzichtige aannamen voor de modellering blijven de dosistempi bene-den de dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar

De bedreigingen met een hogere aannemelijkheid zijn, met een variërende graad aan conservatisme, opgenomen in de scenario's RS, EES en LES die de verwachte evolutie van het systeem vertegenwoordigen (zoals eerder vermeld in paragraaf 6.6.2.1). Dit leidt tot een voorzichtige benadering in al deze scenario's. Belangrijke voor-zichtige hypothesen zijn onder andere:

Voorzichtige hypothesen in de modellering van de evapotranspiratie en de infiltratie doorheen de biolo-gische laag van de afdekking (cfr. Tabel 11).

Rekening houden met mogelijke negatieve effecten van de klimaatverandering door het verhogen van de infiltratie van water doorheen de biologische laag van het systeem met ongeveer 20% ten opzichte van de in-filtratie die vandaag zou gelden onder de voorzichtige aannamen van vorig punt.

9 De combinatie van radiologische gevolgen, waarschijnlijkheid/aannemelijk van optreden van het scenario en waarschijnlijkheid van kanker en genetische effecten per eenheid van dosis.


Het niet in rekening brengen van de klei infiltratie barrière van de afdekking (cfr. Tabel 11) na fase III. In LES werd voorzichtig rekening gehouden met de infiltratie barrière door te veronderstellen dat de hydrauli-sche conductiviteit van de klei (~10-9 m/s) bedraagt, maar met verwaarlozing van de bijdrage van de geosyn-thetische klei liner (GCL).

De snelle afname van de fysische retentie tijdens de isolatiefase IV (cfr. vorige paragraaf 6.6.2.2).

Het voorzichtig in rekening brengen tijdens fase IV van doorgaande macroscheuren in de basis van de mo-dule, gecombineerd met openingen aan de zijkanten van de monolieten, dit ondanks alle inspanningen in het ontwerp om scheuren te vermijden, te detecteren en te beperken (cfr. Tabel 11). Met deze veronderstelling wordt rekening gehouden in de drie scenario's RS/EES/LES.

Het niet in rekening brengen van de mogelijke bijdragen van het afval tot vertraging en verzwakking van het vrijkomen van radionucliden (R1 veiligheidsfunctie)

De positie van de waterput voor de extractie van het grondwater bevindt zich op de meest nadelige plaats, in het RS en EES, aan de voet van de tumulus. Dit in plaats van het in rekening brengen van verschillende mo-gelijke locaties in het LES.

Het in aanmerking nemen van 100% zelfvoorziening qua voedsel en drank in het RS en EES wat hoogst onwaarschijnlijk is. Daarom werd in de LES 50% zelf zelfvoorziening gekozen als iets aannemelijker.

De verschillende elementen van voorzichtigheid en het in rekening brengen van de verschillende bedreigingen in de scenario's die de verwachte evolutie vertegenwoordigen, dragen bij tot de robuustheid van de veiligheidsde-monstratie, zodanig dat slechts een relatief beperkt aantal alternatieve scenario’s nodig zijn voor de bedreigingen die minder aannemelijk zijn, maar toch nog een zekere plausibiliteit hebben.

We merken op dat zelfs met deze voorzichtige elementen, de berekende dosistempi voor drie scenario's RS, EES en LES zich onder de dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar bevinden zoals weergegeven in Figuur 56. Dit bevestigt het argument dat verder wordt vermeld onder paragraaf 0 dat de radiologische effecten geopti-maliseerd en passend laag zijn, en onder de reglementaire dosisbeperking liggen.

De radiologische risico’s van de overblijvende relevante bedreigingen met enige plausibiliteit liggen onder de risico optimalisatiestreefwaarde van 10-6/jaar

Vele mogelijke bedreigingen werden voorkomen door het veiligheidsconcept zelf en door specifieke ontwerp-maatregelen, zoals eerder besproken. Ook zitten veel mogelijke bedreigingen al vervat in de voorzichtige aan-namen in het referentiescenario (RS).

In de veiligheidsanalyse werden het beperkt aantal resterende bedreigingen van het ontwikkelde ontwerp eerst geïdentificeerd en vervolgens geëvalueerd in termen van hun radiologisch risico. Bedreigingen met enige plausi-biliteit van optreden zijn gegroepeerd in de minder waarschijnlijke alternatieve referentiescenario's (ARS). Dit leidt tot de volgende ARS:

ARS1: slechte constructie die leidt tot een defecte afdekking en daksysteem vanaf de start van fase III.

ARS2: slechte sluiting wat leidt tot niet-opgevulde inspectieruimten.

ARS3: slechte sluiting wat leidt tot een niet-afgedicht drainagesysteem in de modules.

ARS4: een zware aardbeving bij het begin van fase IV.

Zoals schematisch weergegeven in Figuur 56 is aangetoond dat het radiologische risico van de overblijvende bedreigingen aanvaardbaar is omdat er sterke aanwijzingen zijn dat het zich onder de optimalisatiestreefwaarde qua radiologisch risico van 10-6/jaar bevindt. Dit bevestigt het argument, verder vermeld in paragraaf 0, dat de


radiologische risico’s geoptimaliseerd zijn, gepast laag zijn en onder de reglementaire risicobeperkingen liggen. Hierbij dient opgemerkt dat een kwantificatie van de waarschijnlijkheid van optreden voor deze ARS niet moge-lijk is, met uitzondering van ARS 4 waarvoor een beperkte vorm van kwantificatie mogelijk is. De Figuur 56 is gebaseerd op een kwalitatieve beoordeling van de “aannemelijkheid” die laag/middel is.

Figuur 56: Schematisch overzicht van de effecten van verschillende geleidelijke uitlogingsscenario’s en hun vergelijking enerzijds met de optimalisatiestreefwaarden en anderzijds met referentiewaarden (dosis-limieten, bestaande blootstelling aan straling) die de waarden kaderen.

Volgende elementen bevestigen de robuustheid van de performantie en de veiligheid van het systeem:

De berekende dosistempi voor de ARS liggen tussen 0,08 en 2,7 mSv/jaar. De waarde van 2,7 mSv/jaar is zeer conservatief (zie hypothetisch vrijgavescenario met ongeveer 1 mSv/jaar uit voorgaande paragraaf 4.3.2). Deze dosistempi zijn een eerder beperkte toename ten opzichte van het berekende dosistempo voor het RS (0,08 mSv/jaar; Figuur 56).

De dosistempi van ARS2 en ARS3 zijn vergelijkbaar met het RS zoals aangetoond in Figuur 56. Gezien de lagere aannemelijkheid van deze ARS betekent dit een grotere marge tussen ARS en de curve van de risico-beperking, dan tussen RS en de curve van de dosisbeperking, zoals aangetoond in Figuur 56. Deze grotere marge geeft ook aan dat het RS meer beperkend is voor de radiologische capaciteit van de bergingsinstalla-tie dan ARS2 en ARS3.

RS = Referentiescenario, EES = expected evolution scenario, LES = likely evolution scenario, ARS = alternatief referentie scenario

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100

0,01 0,1 1

Waarschijnlijkheid/aannemelijkheid

Dosisimpact [mSv/jaar]

Risico optimalisatiestreefwaarde (10 /jaar)

Dosis optimalisatiestreefwaarde

(0,1 mSv/jaar)

RS (0,08 mSv/jaar)

ARS1 Defect daksysteem (2,7 mSv/jaar)

-6

LES (0,001 mSv/jaar)

EES (0,04 mSv/jaar)

ARS3 Niet-afgedicht drainagesysteem(0,08 mSv/jaar)

ARS4 Zware aardbeving(0,5 mSv/jaar)

ARS2 Niet-opgevulde inspectieruimtes(0,09 mSv/jaar)

Gemiddelde dosisbelasting in Vlaanderen (4,1 mSv/jaar)

Dosislimiet voor het publiek (1 mSv/jaar)

Dosislimiet voor werknemers (20 mSv/12 maanden)


De stijging qua dosistempo tussen RS en ARS4-ARS1 is minder dan de daling in aannemelijkheid. Dit leidt tot een vermindering van het radiologische risico en een grotere marge tussen ARS en de curve van de risi-cobeperking dan tussen het RS en de curve van de dosisbeperking, zoals geïllustreerd in Figuur 56. Deze grotere marge geeft ook aan dat het RS meer beperkend is voor de radiologische capaciteit van de bergings-installatie dan ARS1 en ARS4.

Het verval van de initiële activiteit in het bergingssysteem (cfr. paragraaf 6.6.2.2) blijft op 98% voor alle ARS, dezelfde waarde als voor het RS en het EES.

Gedetailleerde gevoeligheid en onzekerheidsanalyses hebben aangetoond dat de performantie van het bergingssysteem robuust is

Verder hebben gedetailleerde gevoeligheids- en robuustheidsanalyses aangetoond dat de werking en de veilig-heid van de berging als geheel robuust is, bestand tegen een grote variëteit van diverse onderzochte bedreigingen en gevoeligheden, zoals:

lege ruimtes in de monolieten,

ophoging zonder cement,

scheuren in de module basis vanaf het begin van fase III (100 jaar), maar met een verdere bescherming door de afdekking die waterinstroming beperkt (R2a veiligheidsfunctie),

de heterogeniteit van de activiteitsverdeling in de installatie (in een stapel monolieten en tussen verschillen-de modules),

laagste waarden voor de sorptie in plaats van de beste schattingen,

de monoliet types I, II of III,

verschillende model aannamen voor de chemische evolutie van poriënwater in beton met inbegrip van: ► de chemische samenstelling van het water dat in het beton infiltreert ► de modellering van de CSH fasen in stadium III van beton degradatie.

In deze gevallen zijn de berekende dosisimpacts ofwel gelijkaardig aan het (base case van) het EES van maxi-maal 0,04 mSv/jaar, ofwel leiden ze slechts tot een beperkte toename. Belangrijk voor de gelaagde bescherming zijn onder andere de volgende conclusies: (1) het geval van scheuren vanaf het begin van fase III leidt tot doses gelijkaardig aan het EES (2) het geval van de laagste waarden voor de sorptie leidt tot doses van maximaal on-geveer 0,3 mSv/jaar.

De robuustheidsanalyses hebben ook de effecten onderzocht van extreme bedreigingen en gevoeligheden buiten het gebied van enige plausibiliteit. Maximale effecten als gevolg van de afwezigheid van technische barrières rond het afval leiden tot dosistempi van maximaal slechts enkele mSv/jaar (deze scenario’s zijn zeer conserva-tief, cfr. hypothetisch vrijgavescenario).

De robuustheid van de performantie en de veiligheid met betrekking tot de activiteitsdistributie, monoliet type en chemische evolutie van poriënwater geeft aan dat de aannamen in het RS/ARS qua:

homogeniteit van de activiteitsverdeling,

monolieten type III en

het referentiemodel voor chemische evolutie van poriënwater, omhullend zijn en dus bijdragen tot het conservatisme in de afleiding van de radiologische capaciteit van de ber-gingsinstallatie die besproken wordt in de hiernavolgende paragraaf 6.6.4.


6.6.3.3 De berging biedt een passend niveau van gelaagde bescherming

De elementen van gelaagde bescherming die uiteengezet werden in voorgaande paragraaf 4.3 samen met de con-clusies gegeven in deze paragraaf 6.6.3 bevestigen dat de berging een passend niveau van gelaagde bescherming biedt.

Dit wil zeggen dat de berging niet ongepast afhankelijk is van één enkel element of één enkele maatregel.

Dit wil ook zeggen dat waar dit nodig is omdat radiologische impacts en risico’s te hoog zouden zijn, er andere lagen van bescherming aanwezig zijn om de impacts en risico’s passend te milderen, indien één beschermings-laag het zou begeven.

6.6.4 NIRAS heeft voorzichtig de radiologische capaciteit van de bergingsinstallatie en de voorwaarden om het afval veilig te accepteren en te bergen bepaald zodanig dat de activiteit van de langlevende radionucliden op passende wijze wordt beperkt

De radiologische veiligheid van een oppervlakte bergingsinstallatie voor categorie A afval is onder andere af-hankelijk van de volgende beperkingen:

Voorwaarden qua radiologische capaciteit van de berging als geheel,

Voorwaarden qua radiologische capaciteit van individuele modules

Voorwaarden qua radiologische inhoud van monolieten en van afval. Het feit dat de voorwaarden qua radiologische capaciteit van de berging en de modules en de voorwaarden voor het afval op een voorzichtige manier werden bepaald, vormt dus een argument voor de veiligheid van de ber-gingsinstallatie.

6.6.4.1 Voorzichtigheid op het vlak van de dosis- en risicobeperkingen en de referentiewaarden

De voorzichtigheid op vlak van dosis- en risicobeperkingen en de streefwaarden voor dosis en risico die bedui-dend lager liggen dan de beperkingen en limieten, werd besproken in paragraaf 6.3.1.1.

Voor de intrusiescenario’s werd een specifiek referentiewaarde van 3 mSv/jaar opgelegd door het FANC [R-11]. Dit niveau ligt in de lagere range van het interval 1 tot 20 mSv/jaar dat door ICRP gehanteerd wordt voor be-staande blootstellingssituaties.

6.6.4.2 Voorzichtigheid bij de afleiding van het veiligheidsconcept dat de basis vormt voor de veiligheidsevaluatie scenario’s

De voorzichtige afleiding van het veiligheidsconcept wordt besproken in paragraaf 6.3.2.1. Twee categorieën veiligheidsrollen werden gedefinieerd: enerzijds een hoofdrol (M) en anderzijds voor de SSCs waarvoor onze-kerheid bestaat, een ondersteunende (C) rol. Met de C-rollen van het veiligheidsconcept wordt geen rekening gehouden in de berekeningen van de bergingslimieten. De C-rol waarvan de mogelijke effecten werden geverifi-eerd aan de hand van berekeningen zijn:

De extra bijdrage van de klei infiltratie barrière in fase IV,

De chemische retentie in de geosfeer.


6.6.4.3 Voorzichtigheid bij de hypothesen voor de scenario’s, modellen en parameters van de veiligheidsevaluaties

De scenario’s van de veiligheidsevaluatie die gebruikt worden voor de bepaling en de bevestiging van de radio-logische capaciteit en de voorwaarden voor een veilige acceptatie en berging van het afval zijn de scenario's aan-gegeven in Figuur 52 van paragraaf 6.6.1: RS, ARS, PS, HIS.

In het RS werd het veiligheidsconcept voorzichtig in rekening gebracht door onder andere:

Het slechts gedeeltelijk inbrengen van de R2a/R2b veiligheidsfuncties in fase IV tussen ongeveer 350 en 800 jaar (cfr. fysische retentie die quasi verdwijnt na 500 jaar in performantie analyse - paragraaf 6.6.2.2 ).

Het maken van voorzichtige aannamen met betrekking tot de infiltratie doorheen de biologische laag, reke-ning houdend met onzekerheden van de bodem (cfr. paragraaf 6.6.3.2),

Het maken van voorzichtige aannamen met betrekking tot fysische parameters zoals: ► De hydraulische conductiviteit (zie paragraaf 6.4.2.1) ► De porositeit en de diffusiviteit waarvoor vanaf de start van fase III de gedegradeerde waarden worden

genomen uit Tabel 4 van paragraaf 6.4.2.1.

In het RS en de ARS wordt bovendien de R1 functie van het afval niet ingebracht.

Andere elementen van voorzichtigheid in de RS en ARS zijn gerelateerd aan de hydrogeologie (positie van de waterput) en de biosfeer (100% zelfvoorzienend), zoals eerder besproken in paragraaf 6.6.3.2.

6.6.4.4 Voorzichtigheid van het proces voor de verificatie, bevestiging en controle van de limieten tijdens de exploitatie van de berging

Een voorzichtig stapsgewijs proces voor verificatie, bevestiging en controle van de limieten tijdens de exploitatie van de berging werd gedefinieerd en geargumenteerd in paragraaf 6.5.3. Bovendien wordt de exploitatie van de berging gekenmerkt door een voorzichtige opvulstrategie zoals besproken in paragraaf 6.5.3.4:

De maximalisatie van consumptie van volumecapaciteit in plaats van de consumptie van radiologische capa-citeit is een voorzichtige manier van werken,

Verdere elementen met betrekking tot het dosistempo, dosis bij indringing, cellulose houdend afval, evapo-ratorconcentraten, werden ook al voorzichtig in rekening gebracht in dit veiligheidsdossier dat de vergun-ningsaanvraag ondersteunt.

6.6.4.5 Beperkingen van radionucliden voor de berging, modules en monolieten, als resultaat van de veiligheidsevaluaties

De voorwaarden worden gespecifieerd in hoofdstukken 12, 13, 14 en 15 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-12], [HS-13], [HS-14] en [HS-15].

Hoofdstukken 14 en 15 ([HS-14],[HS-15]) verschaffen bijkomende details hoe de voorwaarden voor de monolie-ten rekening houden met onzekerheden qua radiologische karakteristieken.

NIRAS heeft de IAEA “som van fracties” methodologie gevolgd voor de voorwaarden die de langlevende radio-nucliden, met inbegrip van langlevende alfastralers, beperken. De som van fracties methodologie of sommatiere-gel wordt typisch gevolgd in het geval men activiteit restricties oplegt voor mengsels van verschillende radionu-


cliden waarbij de verhouding tussen de radionucliden niet volledig vastligt, bijvoorbeeld ook ingeval van vrijga-ve of vrijstelling (bijlage IA en IB van het ARBIS).

Deze voorwaarden zijn gelijkwaardig of strenger dan de internationale referentieniveaus van 400 Bq/g voor langlevende alfa-activiteit in de berging als geheel en 4000 Bq/g langlevende alfa-activiteit in elk afzonderlijk afvalcollo.

Limieten voor de totale activiteit in de berging/radiologische capaciteit

Op basis van de bronterm 2008 versie 1 hebben de conservatieve screening berekeningen aanleiding gegeven tot 40 voor de langetermijn veiligheid belangrijke radionucliden. Voor deze 40 radionucliden werden Ai,max [Bq] en Ci,max [Bq/m3] waarden berekend. In versie 1 van de bronterm werden vervolgens een aantal afvalfluxen ge-schrapt zodat in versie 2 van de bronterm 2008 de voorwaarden verbonden aan Ai,max en Ci,max voor de 40 radio-nucliden gerespecteerd waren.

Daarna werd er geverifieerd dat de radiologische impacts voor versie 2 van de bronterm 2008 bij de scenario’s RS/ARS/PS/HIS de toepasselijke normen respecteren.

Bij deze verificatie is gebleken dat een aantal van de 40 radionucliden verwaarloosbare bijdragen hebben tot de totale radiologische impact. Dit omdat (1) in vergelijking met de screening berekeningen in RS/ARS/PS minder conservatieve modellen en parameters konden gejustifieerd worden (chemische retentie op beton, element speci-fieke biosfeerparameters zoals voor U-236) en omdat (2) in de versie 2 van de bronterm de activiteit van sommi-ge radionucliden sterk gereduceerd werd (zoals voor Zr-93). Hierdoor werd de lijst van 40 gereduceerd tot 32 radionucliden.

De 32 kritieke radionucliden die moeten beperkt worden in het categorie A afval en in de berging om de van toepassing zijnde dosis/risicobeperkingen voor de verschillende scenario’s te respecteren zijn opgelijst in Tabel 13.

In de RS, ARS en PS komen de pieken van de verschillende radionucliden niet alle op hetzelfde ogenblik voor. In de methodologie wordt dit op de volgende manier in rekening gebracht: 1) Een waarde van 0,3 mSv/jaar, corresponderend met de reglementaire dosisbeperking, wordt aangenomen

voor de berekeningen van de RS. 2) Extra operationele condities worden in Hoofdstuk 9 van het niveau 2 veiligheidsrapport [HS-09] gegeven

voor de radionucliden waarvan de piek voor de radiologische effecten elkaar in de tijd gedeeltelijk overlap-pen. Dit zodat de dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar voor het RS zal bereikt worden.

3) Er wordt gecontroleerd of de ARS en de PS geen strengere waarden voor de radiologische capaciteit of de operationele voorwaarden induceren (in voorgaande paragraaf 6.6.3.2 werd reeds aangegeven waarom ARS geen strengere voorwaarden induceren; het hypothetisch scenario van vrijgave uit voorgaande paragraaf 4.3.2 waarvoor de dosis slechts ongeveer 1 mSv/jaar bedraagt, levert al een indicatie dat ook PS geen stren-gere waarden voor de radiologische capaciteit zal induceren).

A) Beperking van de radiologische capaciteit van de berging: De verschillende radiologische capaciteitswaarden (Ai,max) voor de 32 kritieke radionucliden worden in Tabel 13 gegeven. De totale activiteit in de berging wordt beperkt door de toepassing van de volgende sommatieregel:


Met: Ai,n [Bq] de totale activiteit in de berging van kritiek radionuclide i en afvalfamilie n, CFi,n de correctiefac-toren die in de conformiteitsdossiers voor de specifieke afvalfamilies worden opgenomen, Ai,max [Bq] de radio-logische capaciteitswaarden van de berging zoals gespecifieerd in Tabel 13.

Tabel 13: Maximaal toelaatbare Ai,max waarden corresponderend met een impact van 0,3 mSv/jaar voor het referentiescenario (en 3 mSv voor intrusie afgravingscenario).

Nuclide Ai,max [Bq ] Nuclide Ai,max [Bq ] Be-10 9,51E+11 Ra-226 1,70E+10 C-14 7,33E+13 Th-232 8,62E+11 Cl-36 1,51E+12 U-233 1,19E+12 Ca-41 5,01E+12 U-234 4,01E+11 Ni-59 2,77E+14 U-235 4,75E+11 Ni-63 6,78E+16 U-238 1,73E+12 Se-79 1,33E+11 Np-237 5,90E+10 Sr-90 1,23E+17 Pu-238 1,12E+15 Nb-94 1,88E+13 Pu-239 1,21E+12 Mo-93 3,46E+11 Pu-240 1,72E+13 Tc-99 2,09E+12 Pu-241 9,05E+15

Ag-108m 1,93E+11 Pu-242 4,96E+11 Sn-126 4,30E+12 Pu-244 2,10E+11 I-129 1,82E+10 Am-241 3,10E+14

Cs-135 2,02E+11 Am-243 3,72E+12 Cs-137 3,98E+15 Cm-244 6,25E+15

B) Radiologische capaciteit van de modules: Sommatieregel voor totale activiteit per module: voor modules van de oostelijke tumulus is de capaciteit beperkt tot 2 / 34 van de totale radiologische capaciteit van de berging en voor modules van de westelijke tumulus is de capaciteit beperkt tot 1,5 / 34 van de totale radiologische capaciteit van de berging. Bijkomende voorwaarden per nuclidengroep voor de radiologische capaciteit verbonden met de exploitatie wor-den gespecifieerd in hoofdstukken 9 en 14 ([HS-9], [HS-14]). Dit om te verzekeren dat de dosisimpact van het referentiescenario zal streven naar de optimalisatiewaarde van 0,1 mSv/jaar voor de effectief geborgen bronterm.


Limieten voor activiteitsconcentratie in de berging

A) Activiteitsconcentratie voor een monoliet: De verschillende maximaal toelaatbare activiteitsconcentraties (Ci,max) voor de 32 kritieke radionucliden worden in Tabel 14 gegeven. De activiteitsconcentraties Ci in de mono-lieten worden beperkt door de toepassing van een sommatieregel.

De te gebruiken sommatieregel hangt af van de radiologische consumptie van een monoliet die wordt berekend als volgt:

Met: e_Ci de geschatte waarde van de activiteitsconcentratie van kritiek radionuclide i [Bq/m³], CFi de correctie-factoren die in de conformiteitsdossiers voor de specifieke afvalfamilies worden opgenomen, Ai,max [Bq] de radio-logische capaciteitswaarden van de berging (Zie Tabel 13), Vtot = 50 918 voor Type I (4 × 400L); 35 006 voor Type I (5 × 220L); 42 432 voor Type II (4 × 400L); 15 912 voor Type II (1 × 600L); 26 520 voor Type II (1 × 1000L); 39 780 voor Type II (1 × 1500L); 42 432 voor Type II (1 × 1600L); 96 798 voor Type III.

Als de radiologische consumptie ≤ 1, worden de activiteitsconcentraties in de monolieten beperkt door:

Met: max_Ci [Bq/m³] de maximaal voor mogelijk geachte activiteitsconcentratie van kritiek radionuclide i reke-ning houdend met onzekerheden op radiologische afvalkarakteristieken, CFi de correctiefactoren die in de con-formiteitsdossiers voor de specifieke afvalfamilies worden opgenomen, Ci,max [Bq/m³] de maximaal toelaatbare activiteitsconcentraties (Zie Tabel 14).

Als de radiologische consumptie > 1 of als worden de activiteitsconcentraties in de mo-nolieten beperkt door:

Met: P95[Ci] de activiteitsconcentratie van kritiek radionuclide i [Bq/m³] die overeenstemt met het 95% percen-tiel rekening houdend met onzekerheden op de radiologische afvalkarakteristieken, P99.99[Ci] de activiteitscon-centratie van kritiek radionuclide i [Bq/m³] die overeenstemt met een 99,99% percentiel rekening houdend met onzekerheden op radiologische afvalkarakteristieken, CFi de correctiefactoren die in de conformiteitsdossiers voor de specifieke afvalfamilies worden opgenomen, Ci,max [Bq/m³] de maximaal toelaatbare activiteitsconcentra-ties.


Tabel 14: Maximaal toelaatbare Ci,max waarden corresponderend met een impact van 3 mSv voor een in-trusie boorkernanalyse scenario.

Nuclide Ci,max [Bq/m3 ] Nuclide Ci,max [Bq/m3 ] Be-10 5,31E+13 Ra-226 7,50E+09 C-14 1,07E+14 Th-232 6,03E+09 Cl-36 6,00E+13 U-233 3,57E+10 Ca-41 3,42E+13 U-234 1,08E+10 Ni-59 6,51E+12 U-235 1,23E+10 Ni-63 3,15E+15 U-238 6,87E+09 Se-79 2,07E+13 Np-237 2,46E+10 Sr-90 2,68E+15 Pu-238 2,36E+12 Nb-94 1,07E+10 Pu-239 2,07E+11 Mo-93 1,31E+12 Pu-240 2,10E+11 Tc-99 9,30E+13 Pu-241 8,52E+12


Cs-135 3,00E+13 Am-243 5,61E+10 Cs-137 2,97E+13 Cm-244 7,62E+13

B) Bijzondere bijkomende beperking van de activiteitsconcentratie voor de monolieten in de bovenste laag van de modules: De verschillende bijzondere maximaal toelaatbare activiteitsconcentraties (Ci,res,max) in de bovenste laag van de modules worden in Tabel 15 gegeven voor de 32 kritieke radionucliden. De activiteitsconcentraties Ci in deze monolieten worden beperkt door de toepassing van een bijkomende sommatieregel:

Met: e_Ci [Bq/m³]de geschatte waarde van de activiteitsconcentratie van kritiek radionuclide i, CFi de correctiefactoren die in de conformiteitsdossiers voor de specifieke afvalfamilies worden opgenomen, Ci,res,max [Bq/m³] de maximaal toelaatbare activiteitsconcentraties in de bovenste laag van de modules.

Tabel 15: Maximaal toelaatbare Ci,res,max waarden corresponderend met een impact 3 mSv/jaar voor een intrusie-residentie scenario.

Nuclide Ci,res,max [Bq/m3] Nuclide Ci,res,max [Bq/m3] Be-10 2,53E+12 Ra-226 2,07E+08 C-14 3,09E+09 Th-232 5,57E+08 Cl-36 1,40E+09 U-233 1,16E+10 Ca-41 3,72E+11 U-234 1,08E+10(*)

Ni-59 4,75E+12 U-235 6,01E+09 Ni-63 1,58E+13 U-238 6,87E+09(*)

Se-79 2,15E+10 Np-237 6,54E+09 Sr-90 2,65E+12 Pu-238 4,08E+11 Nb-94 1,14E+09 Pu-239 3,52E+10 Mo-93 6,12E+10 Pu-240 3,60E+10 Tc-99 1,07E+10 Pu-241 1,86E+12


Cs-135 9,55E+10 Am-243 1,02E+10 Cs-137 2,74E+12 Cm-244 1,31E+13

(*) Waarden voor Ci,res,max werden beperkt tot de waarde van Ci,max .


Beperking operationele radiologische impact

Maximaal dosistempo aan de buitenzijde van de site: 0,15 µSv/uur gemiddeld over 1 jaar en 5 µSv/uur op ieder ogenblik Maximaal dosistempo aan buitenzijde gecontroleerde zone binnen de site: 3 µSv/uur gemiddeld over 1 jaar en 10 µSv/uur op ieder ogenblik Maximaal dosistempo aan de buitenwanden van de modules tijdens exploitatie: 25 µSv/uur op ieder ogenblik Maximaal dosistempo transportcontainer: Op contact: 2 mSv/uur Op 2 m: 100 µSv/uur Maximaal dosistempo monolieten op contact: 20 mSv/uur op 2 m: 2 mSv/uur Maximale afwrijfbare oppervlaktebesmetting op monolieten: 0,04 Bq/cm2 voor alfastralers 0,4 Bq/cm2 voor beta/gamma stralers


6.6.5 NIRAS heeft aangetoond dat de radiologische effecten en de risico's geoptimaliseerd, passend laag en in overeenstemming met de reglementaire toetsingscriteria zijn

6.6.5.1 Verwachte operationele dosistempi voor de werknemers liggen onder de 10 mSv/12 maanden en onder 0,3 mSv/jaar voor het publiek en ze zijn geoptimaliseerd als gevolg van het afval zelf en de ALARA-ontwerpmaatregelen

De verwachte dosistempi voor de werknemers tijdens de normale exploitatie van de berging werden geschat, en ze liggen zowel onder de operationele dosisbeperkingen van 10 mSv/12 maanden als onder 0,4 mSv/week, vast-gelegd door NIRAS. Ze liggen dan ook ver onder de dosislimiet voor werknemers van 20 mSv/12 maanden. Verder is het geschatte collectieve radiologische dosis laag en in de orde van 2-4 man-mSv/jaar omdat het aantal beroepshalve blootgestelde werknemers aan straling op de bergingsinstallatie laag is.

Tabel 16: Geschatte operationele radiologische impacts voor beroepshalve blootgestelde werkers.

Geschatte individuele dosis

per week [mSv/week]

Geschatte individuele dosis per 12 maanden

[mSv/12 maanden]

Geschatte collectieve dosis

per jaar [man mSv/jaar]

Taken tijdens exploi-

tatie 0,00 – 0,08 0,00 – 0,17 1,9

Taken tijdens afdich-

ten van de modules

(eens om de ~4 jaar)

0,00 – 0,13 0,00 – 0,42 4,1

Deze schattingen zijn conservatief en benaderend. Later, tijdens de exploitatie van de berging worden de reële opgelopen doses van de werknemers gemeten en geregistreerd in een gegevensbank. Deze waarden zullen ver-worden vergeleken met de theoretische schattingen en nadat een taak verschillende keren werd uitgevoerd zullen de schattingen desgevallend aangepast worden.

Voor de leden van het publiek werd een zeer conservatieve benadering gevolgd om de maximale blootstelling aan straling te berekenen. Verondersteld werd dat een persoon op een afstand van ongeveer 70 m verblijft van het midden van een bijna volledig gevulde module gedurende 2000 uren. Opdat de verwachte radiologische blootstelling van dit kritiek individu 0,3 mSv/jaar zou bedragen op perimeterafstand, moet men een spot contact-dosistempo van de monolieten van 801µSv/uur veronderstellen. De berekende mediaan van het spot contactdo-sistempo bedraagt echter slechts ~55 µSv/uur. De radiologische blootstelling zal bijgevolg significant lager zijn dan 0,3 mSv/jaar.

Deze lage waarden van de operationele dosistempi voor de werknemers en voor het publiek zijn deels te wijten aan het feit dat het categorie A afval laagactief afval is, en deels het resultaat van al de ALARA ontwerpmaatre-gelen die werden genomen om de stralingsbescherming te optimaliseren:


de keuze om alleen geconditioneerd afval in monolieten in de berging te accepteren, waarbij het vrijkomen van nucliden wordt beperkt en de operationele stralingsbescherming wordt beperkt tot hoofdzakelijk externe straling,

de 70 cm dikke modulewanden,

de caissons met wanden van 12 cm,

de keuze om alle vuloperaties van de berging afstandsbediend uit te voeren, zoals beschreven in paragraaf 6.5.2.2 dat handelt over optimalisatie,

het bijkomend voorzien van: ► afschermplaten, ► een specifieke transportcontainer voor monolieten, ► een radiologische zonering in de berging, om zo verder de radiologische bescherming te optimaliseren, zoals besproken in paragraaf 6.5.2.2.

6.6.5.2 Operationele radiologische risico’s van externe en interne gebeurtenissen zijn laag

Uit de analyse van gebeurtenissen van interne en externe oorsprong kwam geen gebeurtenis naar voren, die aan-leiding kan geven tot een overschrijding van de dosislimieten voor beroepshalve blootgestelde personen. De ra-diologische gevolgen van het referentieongeval (vliegtuigongeval) situeren zich hoogstens in de buurt van 1 mSv. Dit veronderstelt wel dat er correcte procedures bestaan om de gebeurtenis voldoende snel op te merken en in te grijpen om terug binnen de normale exploitatiecondities te komen.

De analyse van de gebeurtenissen van interne en externe oorsprong zal in het toekomstige programma voor de indienststelling van de inrichting verder verfijnd worden aan de hand van de as-built SSCs, een preciezere afba-kening van de operationele karakteristieken van de berging en een risico-methodologie type HAZOP (Hazard and Operability study) of equivalent.

6.6.5.3 Radiologische effecten van lange termijn menselijke intrusiescenario’s liggen onder 3 mSv/jaar en ze zijn geoptimaliseerd onder deze waarde

Oppervlaktebergingsinstallaties kunnen vatbaar zijn voor door de mens veroorzaakte storingen in de toekomst. Om deze reden wordt de radiologische impact van onopzettelijke intrusie geëvalueerd. In principe kan het voor-komen hiervan uitgesloten worden zolang er actief toezicht is op de site. Daarom wordt bij in de veiligheidsana-lyse ondersteld dat dergelijke onopzettelijke intrusie ten vroegste bij opheffing van nucleaire reglementaire con-trole optreedt, i.e. op het einde van fase III na ongeveer 350 jaar.

Een onopzettelijke menselijke intrusie waarbij het bergingssysteem ‘herontdekt’ wordt is binnen het ICRP sys-teem van stralingsbescherming een bestaande blootstellingssituatie, waarvoor een dosisreferentiewaarde van enkele mSv gehanteerd wordt om de aanvaardbaarheid te beoordelen. In lijn hiermee hanteert het FANC voor de radiologische gevolgen van een onopzettelijke menselijke intrusies een dosisreferentiewaarde van 3 mSv voor de directe effecten van de intrusie en van 3 mSv/jaar voor chronische effecten die uitgesteld in de tijd kunnen op-treden, bijvoorbeeld door een verspreiding van het afval in de biosfeer.


Tabel 17: Geschatte radiologische impact voor verschillende onopzettelijke intrusiescenario’s die optreden op 350 jaar.

Scenario Rekengeval Radiologische impact

Boring Gemakkelijk verspreidbaar afval 0,007 mSv/intrusie

Standaardafval 0,005 mSv/intrusie

Analyse van een boorkern (gedetailleer-de inspectie)

Gemakkelijk verspreidbaar afval 0,012 mSv/intrusie

Standaardafval 0,004 mSv/intrusie

Constructie – uitgraving Parallel met de as van de tumulus 0,073 mSv/intrusie

Loodrecht op de as van de tumulus 0,037 mSv/intrusie

Residentie na boring 0,018 mSv/jaar

Residentie na uitgraving 0,189 mSv/jaar

In Tabel 17 worden de resultaten van de geschatte radiologische impact van verschillende intrusiescenario’s ge-geven. De geschatte dosis varieert tussen 0,004 en 0,07 mSv per intrusie voor respectievelijk analyse van een boorkern voor standaardafval en een uitgraving parallel met de as van de tumulus, en bij residentiescenario’s tussen 0,02 en 0,2 mSv/jaar voor respectievelijk een residentie na boring en een residentie na uitgraving. Deze waarden bevinden zich ver onder 3 mSv(/jaar) en onder de natuurlijke dosis in Vlaanderen van ongeveer 2,1 mSv/jaar. Daarmee bevestigen deze resultaten dat het categorie A afval slechts een beperkte hoeveelheid van langlevende radionucliden bevat die nog niet vervallen zijn op het hier veronderstelde ogenblik van opheffing van nucleaire reglementaire controle na ongeveer 350 jaar.

6.6.5.4 Radiologische impacts van verwachte lange termijn geleidelijke uitloging scenario’s liggen onder 0,3 mSv/jaar en radiologische risico’s voor minder waarschijnlijke scenario’s liggen onder 10-5/jaar en ze zijn geoptimaliseerd onder deze waarden

Naast de radiologische impacts als gevolg van onopzettelijke intrusies omvatten de evaluaties van de radiolo-gische veiligheid op lange termijn scenario’s waarin een geleidelijke uitloging van de radionucliden uit het afval en de installatie beschouwd wordt.

Het is gebleken door middel van conservatieve screening berekeningen dat het geleidelijk gasvormig vrijkomen van radionucliden radiologische impacts zou leveren die ver onder de overige beschouwde scenario’s liggen (zie paragraaf 6.6.1).

De overige scenario’s binnen deze groep worden gekenmerkt door een uitloging naar het grondwater. Er worden hiervoor drie situaties numeriek verder beschouwd: 1) Het slaan van een waterput in het grondwater en gebruik van het grondwater binnen een zelfvoorzienende

landbouwers gemeenschap. Voor de meeste scenario’s wordt de waterput verondersteld aan de voet van de tumulus op de plaats van de maximale concentratie (zie paragraaf 6.6.3.2). Een uitzondering hierop is het meer aannemelijk LES waarin de waterput geplaatst wordt middenin de grondwaterpluim.

2) De verdere migratie vanuit het grondwater richting de omliggende rivieren Witte Nete en Kleine Nete. 3) De verdere migratie vanuit het grondwater richting de wortelzone van planten in de kwelgebieden nabij de

rivieren.

Uit berekeningen blijkt dat de waterput de biosfeerreceptor is met de hoogste radiologische impact.


Verder is ook de mogelijke dosis geëvalueerd als gevolg van retentie van radionucliden op de vaste fase in de geosfeer met als conclusie dat deze te verwaarlozen is.

Ten slotte werd de invloed op de dilutie in het grondwater onderzocht van mogelijke toekomstige evoluties zoals klimaatsveranderingen, wijziging in gebruik van gronden rondom de berging, verdwijnen van het kanaal Bo-cholt-Herentals ... en globaal gering bevonden.

Om deze redenen wordt voor de verschillende scenario’s systematisch de radiologische impact berekend met de waterput als biosfeerreceptor waarbij de huidige condities voor de geosfeer beschouwd worden.

Voor scenario’s met een geleidelijke uitloging op lange termijn wordt een reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar gespecifieerd (zie paragraaf 6.3.1.1).

De radiologische impacts van de scenario’s met een op de lange termijn geleidelijke uitloging naar het grondwa-ter zijn beperkt. De maximale impact van het likely evolution scenario (LES) bedraagt ongeveer 0,001 mSv/jaar, en ligt dus ver onder deze dosisbeperking omdat de hoeveelheid aan langlevende radionucliden beperkt werd en omdat de performantie van het systeem geoptimaliseerd werd en robuust is. Indien men bovendien voor deze scenario’s een geval van een waterput juist naast de berging onderstelt voor een volledig zelfvoorzienende ge-meenschap (referentiescenario), dan bevindt de impact zich nog steeds onder de dosisoptimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar. Dit is een bijkomende bevestiging dat de berging geoptimaliseerd werd. Voor de minder waar-schijnlijke alternatieve evoluties met dezelfde hypothesen voor de waterput en zelfvoorziening, bevindt het radi-ologisch risico zich onder de risico optimalisatiestreefwaarde van 10-6 /jaar. De radiologische impacts kunnen bijgevolg als geoptimaliseerd beschouwd worden. Naast dit element van dosisimpacts onder de optimalisatie-streefwaarden, werd immers ook een uitgebreide optimalisatie van de berging werd uitgevoerd naar zowel de radiologische impact, de gelaagde bescherming en de aantoonbaarheid (zie voorgaande paragraaf 6.5).

Vermits de onzekerheden in verband met de radiologische impacts als gevolg van uitlogingsscenario’s naar het grondwater aanzienlijk zijn gegeven de lange tijdsschalen wordt een brede waaier aan verschillende scenario’s, rekengevallen en indicatoren voor de veiligheid beschouwd om vertrouwen op te bouwen in de langetermijn vei-ligheid. De verschillende indicatoren zijn complementair en gestoeld op verscheidene en diverse hypothesen, zodat er sprake is van meerdere redeneerwijzen die het vertrouwen in de langetermijn veiligheid ondersteunen.

Deze argumentatie is als volgt opgebouwd (zie Figuur 57 voor een illustratie van deze argumenten): 1) De activiteit van de natuurlijk voorkomende isotopen Ra-226, Th-232 en K-40 in het afval is vergelijkbaar

met en lager dan de activiteit die van nature aanwezig is bouwmaterialen. 2) De activiteit van langlevende alfastralers in het afval is ongeveer één grootteorde lager dan de internationale

richtwaarde van 400 Bq/g. 3) 98% van de activiteit uit het afval vervalt in de installatie, zowel bij de verwachte evolutie in de performan-

tie van de berging als bij minder waarschijnlijke degradaties qua performantie. 4) De berekende concentraties in het grondwater van de natuurlijk voorkomende isotopen C-14, Cl-36, H-3,

Ra-226, Th-232, U-238 zijn vergelijkbaar met en globaal lager dan de concentraties die van nature aanwezig zijn in het grondwater rondom de site.

5) De maximale radiologische impact van het likely evolution scenario (LES) is 0,001 mSv/jaar, wat aanzien-lijk lager is dan de dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar. Deze impact ligt drie ordegroottes onder de dosislimiet voor het publiek (1 mSv/jaar) en is slechts een kleine fractie van de blootstelling door natuurlijke bronnen die in Vlaanderen 2,1 mSv/jaar bedraagt zodat de berging radiologisch gesproken een niet of nauwelijks


merkbaar effect zal hebben ten opzichte van de bestaande natuurlijke blootstellingen en men de berging als geoptimaliseerd kan beschouwen.

6) De radiologische impact van het conservatieve referentiescenario (RS) met een waterput direct naast de ber-ging en een volledig zelfvoorzienende landbouwer gemeenschap is 0,08 mSv/jaar, wat lager is dan de opti-malisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar. Dit is een bijkomend argument dat de berging geoptimaliseerd is.

7) Het radiologisch risico van minder waarschijnlijke alternatieve referentiescenario’s (ARS) zijn merkelijk lager dan de optimalisatiestreefwaarde van 10-6/jaar. Dit is een bijkomend argument dat de berging geopti-maliseerd is.

8) De maximale radiologische impacts indien er na enkele honderden jaren (ARS/AES met verregaande degra-daties vanaf 100 jaar, hypothetisch scenario van vrijgave na 350 jaar) tot duizenden jaren (penaliserend sce-nario) quasi geen technische barrières aanwezig zouden zijn rondom het afval bedragen slechts enkele mSv/jaar wat blootstellingen zijn die van nature voorkomen. Hiermee wordt bevestigd dat de hoeveelheid langlevende radionucliden in het categorie A afval sterk beperkt werd en dat dit type afval in aanmerking komt voor berging aan de oppervlakte.

9) De langetermijn radiologische impacts zijn sterk lokaal, weinig regionaal verspreid, en nemen sterk af in functie van de afstand tot de berging. De oppervlakte waar de mogelijke radiologische impacts als gevolg van gebruik van het grondwater hoger zijn dan 1 µSv/jaar voor het RS is sterk beperkt in de ruimte. a) de grootte orde van domein waar een dosisimpact hoger dan 1 µSv/jaar zou zijn voor het RS is ongeveer

2 km2, b) waar er een impact hoger dan 10 µSv/jaar zou zijn is slechts ongeveer 0,4 km2. Zelfs bij ARS blijven de langetermijn radiologische impacts sterk lokaal gesitueerd. De oppervlakten wor-den maximaal 2,7 km2 voor 1 µSv/jaar en 2 km2 voor 10 µSv/jaar. Dit bevestigt het conservatisme dat bij het RS en ARS ingebouwd werd door een waterput direct naast de berging te beschouwen.

10) Alternatieve biosfeerreceptoren zoals de rivier, opstijgend grondwater in kwelgebieden leveren aanzienlijk lagere radiologische impacts < 0,001 mSv/jaar dan het slaan van een waterput aan de voet van de tumulus. Dit bevestigt het conservatisme dat bij LES, RS en ARS ingebouwd werd door een waterput te beschouwen als biosfeerreceptor.

Bovenstaande argumenten leveren verschillende complementaire zienswijzen en indicatoren ter ondersteuning van het vertrouwen in de radiologische langetermijn veiligheid voor de scenario’s van geleidelijke uitloging.


Figuur 57: Verschillende indicatoren die aanduiden dat de radiologische impacts van de scenario’s met een op de lange termijn geleidelijke uitloging naar het grondwater beperkt zijn (1/5).

1) Activiteit in categorie A afval is vergelijk-baar met natuurlijke activiteit:

Bq/g Ra-226 Th-232 K-40

UNSCEAR 2008 rapport: Concentraties in grond – België

0,006 – 0,07

0,008 – 0,03

0,1 – 1

UNSCEAR 2008 rapport: concentraties in beton – wereld-wijd

0,007 – 0,1

0,001 – 0,5

0,02 - 1

Concentratie in categorie A afval

0,009 0,0004 5 10-8

2) Activiteit van langlevende alfastralers in categorie A afval lager dan internationaal niveau 400 Bq/g:

Bq/g langlevende alfastralers

Richtwaarde 400 Categorie A afval in momenteel

opslag 50

Totaliteit categorie A afval 10

3) 98% van de activiteit vervalt in de berging:

% verval in berging Referentiescenario 98 %

Alternatieve referentiesce-nario’s met gedegradeerde

performantie

98 %

4) Concentraties in grondwater als gevolg van geleidelijke uitloging zijn vergelijkbaar met de achtergrond:

Nuclide Berekende piek-

waarde in grondwa-ter [Bq/ℓ]

Lokaal gemeten waarden in grondwa-

ter [Bq/ℓ] C-14 7,7 <1.8 Cl-36 4,7 <20 H-3 3 10-5 <6 Ra-226 0.04 39 Th-232 1 10-6 0,007 U-238 0,015 0,029

5) De maximale radiologische impact van het likely evolution scenario LES is 0,001 mSv/jaar, wat aanzien-lijk lager is dan de dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar.

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100 jaar 1000 jaar

Dosis [mSv/jaar]







0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100 jaar 1000 jaar

Dosis [mSv/jaar]


Berekende dosis RS




Ag-108mI-129

Cl-36

Cs-135

Ra-226

Cs-137

Ni-59

Tc-99


Verschillende indicatoren die aanduiden dat de radiologische impacts van de scenario’s met een op de lange termijn geleidelijke uitloging naar het grondwater beperkt zijn (2/5).

6) Radiologische impact referentiescenario (RS) is lager dan dosis optimalisatiestreefwaarde van 0,1 mSv/jaar en bijgevolg geoptimaliseerd onder de dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar:

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100 jaar 1000 jaar

Dosis [mSv/jaar]


RS (referentie scenario)> Waterput direct naast de berging

> 100% zelfvoorzienende gemeenschap





0,081 mSv/jaar




7) Radiologisch risico alternatieve referentiescenario’s (ARS) zijn lager dan de optimalisatiestreefwaarde van 10-6/jaar bijgevolg geoptimaliseerd onder de risicobeperking van 10-5/jaar:

8) Impacts met quasi afwezigheid van technische barrières zijn vergelijkbaar met gemiddelde stralingsbe-lasting in Vlaanderen en met gemiddelde blootstelling door natuurlijke bronnen. Dit bevestigt dat categorie A afval een slechts een lage hoeveelheid langlevende activiteit bevat:

mSv/jaar Gemiddelde blootstelling door natuurlijke

bronnen 1 – 13

Gemiddelde natuurlijke stralingsbelasting in Vlaanderen

2,1

Maximale dosisimpact penaliserende scenario’s (na enkele 1000’en jaren)

1 – 4

Dosisimpact hypothetisch vrijgavescena-rio na 350 jaar

1,2

Maximale dosisimpact alternatieve evo-lutiescenario’s beschouwd in brede ge-

voeligheidsanalyse (degradatie vanaf 100 jaar)

0,04 – 3,8

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

100

0,01 0,1 1

Waarschijnlijkheid/aannemelijkheid

Dosisimpact [mSv/jaar]

Risico optimalisatiestreefwaarde (10 /jaar)

Dosis optimalisatiestreefwaarde

(0,1 mSv/jaar)

RS (0,08 mSv/jaar)

ARS1 Defect daksysteem (2,7 mSv/jaar)

-6

LES (0,001 mSv/jaar)

EES (0,04 mSv/jaar)

ARS3 Niet-afgedicht drainagesysteem(0,08 mSv/jaar)

ARS4 Zware aardbeving(0,5 mSv/jaar)

ARS2 Niet-opgevulde inspectieruimtes(0,09 mSv/jaar)

Gemiddelde dosisbelasting in Vlaanderen (4,1 mSv/jaar)

Dosislimiet voor het publiek (1 mSv/jaar)

Dosislimiet voor werknemers (20 mSv/12 maanden)



9) Langetermijn impacts voor het referentiescenario (RS) zijn lokaal en beperkt en nemen sterk af in func-tie van de afstand tot de berging:



10) Minder waarschijnlijke langetermijn impacts door alternatieve referentiescenario’s (ARS) blijven lo-kaal :

11) RS is conservatief door aanname van waterput als biosfeerreceptor. Rivier en kwelgebieden als bio-sfeerreceptoren leveren radiologische impacts orde grootte 0,0001 mSv/jaar en kleiner, een factor 1 000 lager dan 0,1 mSv/jaar.

mSv/jaar Gemiddelde blootstelling door natuurlijke bronnen 1 – 13

Gemiddelde stralingsbelasting in Vlaanderen 4,1 Reglementaire dosislimiet voor het publiek 1

Reglementaire dosisbeperking voor het publiek 0,3 Maximale dosisimpact RS waterput op 70 m 0,08

Maximale dosisimpact RS rivier 0,0002 Maximale dosisimpact RS kwelgebieden < 0,0001

0

0,5

1

1,5

2

2,5

3

0,001 0,01 0,1 1

Surf

ace

of e

xcee

danc

e [k

m2 ]

Dosis [mSv/jaar]

Periode 0-350 jaar

RSARS 1ARS 2ARS 3ARS 4

0,0

0,5

1,0

1,5

2,0

2,5

3,0

0,001 0,01 0,1 1

Surf

ace

of e

xcee

danc

e [k

m2 ]

Dosis [mSv/jaar]

Periode 350-600 jaar


0,0

0,5

1,0

1,5

2,0

2,5

3,0

0,001 0,01 0,1 1

Surf

ace

of e

xcee

danc

e [k

m2 ]

Dosis [mSv/jaar]


RS

ARS 1

ARS 2

ARS 3

ARS 4

0,0

0,5

1,0

1,5

2,0

2,5

3,0

0,001 0,01 0,1 1

Surf

ace

of e

xcee

danc

e [k

m2 ]

Dosis [mSv/jaar]




6.6.5.5 Lange termijn radiologische dosistempi op niet-menselijke biota liggen ver onder 10 µGy/uur

De focus van de stralingsbescherming is de laatste jaren geleidelijk verbreed van evaluaties van radiologische impacts op de mens naar een evaluatie van radiologische impacts op mens en niet-menselijke biota, teneinde na te gaan dat de mens en het milieu afdoende beschermd zijn. In lijn met dit zich ontwikkelend domein vereist het FANC dat de internationale ontwikkelingen in verband hiermee opgevolgd worden. Een belangrijke internatio-nale ontwikkeling de laatste jaren bestond erin dat er voor het eerst een praktische methode ontwikkeld werd ter berekening van radiologische impacts op niet-menselijke biota, onder meer door werk van de ICRP en door de ontwikkeling binnen een Europees kader van de ERICA tool (Environmental Risk from Ionising Contaminants Assessment and Management tool) waarmee radiologische risico’s geschat kunnen worden.

Daarom werd in het kader van het voorliggend veiligheidsdossier een eerste evaluatie gemaakt van radiologische risico’s voor de niet-menselijke biota. Voor de huidige studie wordt het door ERICA voorgestelde referentieni-veau van 10 µGy/uur gehanteerd als screeningwaarde voor een geschat geen-effect dosistempo. Verder werden de generieke internationale referentieorganismen (ICRP, ERICA) uitgebreid met referentieorganismen geselec-teerd op basis van de in de omgeving van de site voorkomende biota soorten van biologisch of ecologische be-lang zoals geïdentificeerd in het ecologische onderzoek vermeld in voorgaande paragraaf 6.4.1.1. Er werden drie mogelijke impact scenario’s beschouwd: (1) de impact op terrestriële flora en fauna ten gevolge van bodemcon-taminatie door irrigatie met de maximum geschatte radionuclide concentraties in grondwater, onttrokken aan een waterput voor privégebruik op 70 m van de bergingsmodules; (2) de impact op terrestriële flora en fauna ten gevolge van contaminatie van kwelgebieden met de hoogste geschatte radionuclide flux in het grondwater; (3) de impact op aquatische flora en fauna ten gevolge van contaminatie van een lokale rivier met de hoogst geschatte radionuclide flux in het nabije grondwater. Bijkomend werd ook een conservatieve berekening uitgevoerd voor biota die leven in grondwater op 70 m van de bergingsmodules.

Uit deze evaluatie is gebleken dat voor alle scenario's de berekende dosistempi lager zijn dan het referentieni-veau van 10 µGy/h. Ondanks de zeer conservatieve veronderstellingen, kan er dan ook geconcludeerd worden dat er geen radiologisch risico's te verwachten zijn voor de lokale fauna en flora bij geleidelijke uitloging van de radionucliden uit de cAt oppervlakteberging.

Omdat ten eerste dit een eerste evaluatie/iteratie is, omdat ten tweede dit domein internationaal gesproken in volle ontwikkeling is en omdat ten slotte het FANC een continue opvolging van de internationale ontwikkelin-gen in dit domein vereist, maakt zowel de verdere ontwikkeling van de methodologie van de evaluatie van de radiologische impact op niet-menselijke biota als de toepassing van de methodologie deel uit van het verdere O&O programma.


6.7 De volgende programmastap

6.7.1 NIRAS heeft een redelijk en relevant plan voor toekomstig onderzoek, ontwikkeling en demonstratie gedefinieerd en proactief gestart om de resterende onzekerheden in de volgende programmastappen verder te reduceren

NIRAS heeft de O&O behoeften en thema's op een gestructureerde manier geïdentificeerd (zie onder meer Tabel 11) en NIRAS is proactief gestart met het oplossen van de verschillende punten. Gezien de huidige stand van kennis worden er geen nieuwe O&O resultaten noodzakelijk geacht vóór indiening van de vergunningsaanvraag.

De hoofdlijnen voor het toekomstig programma werden gedefinieerd en omvatten:

De performantie van de technische barrières. NIRAS is gestart met O&O werk op zeolieten (KUL), op het gedrag van beton op jonge leeftijd (CEA) en op het modelleren van de lange termijn evolutie van beton (SCK).

De performantie van de verschillende families afval. NIRAS is gestart met werk met betrekking tot het gebi-tumineerde afval.

Een verdere verfijning van het veiligheidsdossier en de veiligheidsevaluaties. Dit omvat o.a. de opvolging van de internationale ontwikkelingen op het vlak van de methodologie voor veiligheidsdossiers, de metho-dologie voor veiligheidsevaluaties en effectbeoordelingen op niet-menselijke biota. Het omvat ook de uit-werking van een operationele risicoanalyse van de bergingsinstallatie.

Bevestiging van modelaannamen met betrekking tot modellering van de hydrogeologie en de biosfeer in de berekening van de lange termijn radiologische effecten en de verfijning van het omgevingstoezichtspro-gramma. NIRAS is begonnen met de referentiemetingen voor het omgevingstoezichtprogramma.

De redelijkheid van toekomstige onderwerpen werd bevestigd door de internationale peer review, georganiseerd door het NEA.

NIRAS heeft de volgende programmastap voorbereid en is proactief begonnen met onder-zoeks-, ontwikkelings- en demonstratie-activiteiten als input voor de volgende program-mastappen.

1) NIRAS heeft een redelijk en relevant plan voor toekomstig onderzoek, ontwikkeling en demonstratie gedefinieerd en proactief gestart om de resterende onzekerheden in de volgende programmastappen verder te reduceren

2) NIRAS is overtuigd dat haar categorie A-programma klaar is voor de reglementair onder-zoek tijdens de komende vergunningsprocedure


6.7.2 NIRAS is overtuigd dat haar categorie A programma klaar is voor een reglementair onderzoek tijdens de komende vergunningsprocedure

De overtuiging dat het categorie A programma klaar is voor reglementaire verificatie tijdens de komende ver-gunningsprocedure is gebaseerd op de elementen gepresenteerd in de voorgaande paragrafen.

We herhalen de volgende sleutelelementen:

De beslissingscontext is duidelijk vastgelegd en het afvalbeheer vormt een beproefde technologie.

Er is een voldoende kennisbasis.

Het ontwerp en de veiligheidsevaluaties werden op bevredigende wijze uitgevoerd en geconsolideerd.

De belangrijkste ontwerpen veiligheidsevaluatie codes en modellen hebben een kwalificatie-, verificatie- en validatieproces ondergaan.

Al deze aspecten werden gedocumenteerd.

Het geheel van documenten is door verschillende personen nagezien en onafhankelijk geverifieerd, in het bijzonder door middel van de peer review door het NEA.

De verschillende argumenten werden op verscheidene manieren gepresenteerd, samenvallend met verschillende mogelijke invalshoeken voor reglementaire verificatie:

het veiligheidsrapport niveau 2 is volledig gedocumenteerd en volgt de structuur die door het FANC werd gespecificeerd,

veiligheidsargumenten uitgewerkt in de huidige paragraaf, vormen een meer veiligheidsdossier georiënteer-de visie op de vergunningsaanvraag en bevestigen dat de verschillende argumenten een complete en uitvoe-rige reeks van veiligheidsargumenten vormen.

Het geheel van documenten werd gestructureerd met het oog op transparantie en het vergemakkelijken van het verificatieproces:

Veiligheidsrapport niveau 1: Synthese met de belangrijkste veiligheidsargumenten (dit hoofdstuk) en van de verschillende hoofdstukken van het rapport niveau 2 samengevat in het document NIROND-TR 2012-18 N.

Veiligheidsrapport niveau 2: Veiligheidsargumenten en hun belangrijkste aannamen, en een synthese van de toegepaste methodologieën waarlangs de verschillende argumenten werden verkregen door O&O met inbe-grip van testen, modellering, demonstratie. Vertaling van de argumenten in operationele voorwaarden voor de bouw, de exploitatie en het toezicht en de monitoring van de oppervlaktebergingsinstallatie in Dessel.

Niveau 3 documentatie: Gedetailleerde beschrijving van de toegepaste methodologieën voor het bepalen van de verschillende argumenten.

Niveau 4 documentatie: Gedetailleerde beschrijving van de verschillende testen, modelleringen en demon-stratie, onderzoeks- en ontwikkelingswerk waarop de veiligheidsargumentatie in niveau 1 en 2 werd ge-stoeld. Gezien de zeer brede thematische reikwijdte van alle aspecten met betrekking tot het veiligheidsdos-sier, werd de documentatie van niveau 4 verder gestructureerd in verschillende thematische gebieden zoals eerder aangegeven in paragraaf 2.2.2.


Deel D: Algemeen besluit


7 Algemeen besluit

De berging van laagactief afval aan het oppervlak is reeds sinds vele tientallen jaren een operationele en goed beheerste praktijk in een groot aantal landen. Het beheer van het laagactief afval tot en met tijdelijke opslag van geconditioneerd afval is in België sinds tientallen jaren een operationele en goed beheerste praktijk. Er is bijge-volg een zeer ruime ervaring die NIRAS benut heeft om haar concept voor de oppervlakteberging van categorie A afval vast te leggen.

Voorliggende vergunningsaanvraag voor de inrichting voor de oppervlakteberging van categorie A afval te Des-sel is het resultaat van een maatschappelijk proces waarbij verschillende beheeropties afgewogen werden en waarbij een bergingsconcept ontwikkeld werd met een lokaal maatschappelijk draagvlak.

De afweging van de verschillende beheeropties gebeurde door NIRAS in opdracht van de Federale Regering die in januari 1998 op basis van ethische gronden een beleidsbeslissing genomen heeft tot berging en NIRAS verder opdracht gegeven heeft tot het creëren van maatschappelijke structuren om projecten te inte-greren op lokaal vlak.

Daaruit volgde een voorontwerpfase waarin bergingsconcepten uitgewerkt werden in samenspraak met loka-le maatschappelijke actoren in de omgeving van Dessel, gegroepeerd onder de vorm van de partnerschappen STORA en MONA tussen NIRAS en respectievelijk de gemeentes Dessel en Mol. Dit gaf aanleiding tot een lokaal maatschappelijk draagvlak voor berging van categorie A afval.

Met haar beslissing van juni 2006 heeft de Federale Regering vervolgens oppervlakteberging te Dessel als haar beleid vastgelegd. In deze beslissing wees de Federale Regering NIRAS ook op de nood aan een be-stendiging van het maatschappelijk draagvlak.

Het bergingsconcept en de veiligheidsevaluaties werden bovendien sinds de start van hun uitwerking in de voor-ontwerpfase proactief afgetoetst met de veiligheidsautoriteit FANC in het kader van prelicensing interacties. De huidige vergunningsaanvraag vormt het startpunt van een wettelijk afgelijnd proces van stapsgewijze vergunnin-gen en periodieke veiligheidsherzieningen, die een up-to-date houden en verdere optimalisatie de veiligheid van de berging institutioneel omkaderen.

Essentieel in het concept voor berging aan het oppervlak zijn de beperking van de radiologische bronterm en het realiseren van afzondering en insluiting door technische barrières.

De beperking van de radiologische bronterm betreft hoofdzakelijk langlevende radionucliden, dit wil zeggen radionucliden die niet significant vervallen gedurende de periode van controle en toezicht van enkele hon-derden jaren en gedurende de periode waarin de technische barrières voor een performante insluiting kunnen zorgen. ► De radiologische bronterm in het categorie A afval werd passend beperkt tot een ordegrootte onder de

internationale richtwaarde van 400 Bq/g aan langlevende alfastralers. Voor het afval in opslag begin 2011 bedraagt de hoeveelheid 50 Bq/g. Voor de totale voorziene bronterm van alle categorie A afval bedraagt de hoeveelheid 10 Bq/g.

► Door haar afvalacceptatiesysteem dat sinds vele jaren operationeel is, door de voorzichtige hypothesen bij de afleiding van radiologische criteria voor de maximale hoeveelheid langlevende radionucliden, door haar geïntegreerd beheersysteem IMS, door haar opvulstrategie van de berging die focust op opti-maal gebruik van capaciteit qua volume eerder dan qua activiteit en door haar organisatie als toekom-stig nucleair klasse I exploitant beheerst en optimaliseert NIRAS de radiologische bronterm van de ber-ging en de daarmee verbonden operationele veiligheid en veiligheid op lange termijn.


De afzondering en insluitingsfuncties werden overeenkomstig de veiligheidsstrategie geïmplementeerd door middel van een reeks van diverse, passieve, robuuste en betrouwbare barrières en maatregelen die samen een passend niveau van gelaagde bescherming bieden, waardoor de veiligheid niet ongepast afhankelijk is van één enkel element, procedure of controlemaatregel.

Het afval geborgen in een afgesloten bergingsinstallatie is niet gemakkelijk en niet direct bereikbaar voor de mens. Slechts in bepaalde gevallen, wanneer de kennis van de berging verloren is gegaan en in geval van een drastische ingreep, kan de mens onvoorzien in contact komen met het afval en blootgesteld worden.

Aangezien met berging aan het oppervlak het afval in de biosfeer blijft, is menselijke intrusie in de berging in situaties waar de kennis van de berging verloren is gegaan niet uit te sluiten. Daarom wordt voor de af-zondering van het radioactief afval bijkomend een controle en toezicht gedurende enkele honderden jaren voorzien. Na enkele honderden jaren zijn de radiologische gevolgen door onopzettelijke menselijke intrusie beperkt tot een fractie van de natuurlijke achtergrond, omdat slechts een beperkte radiologische bronterm qua langlevende radionucliden in een oppervlakteberging toegelaten wordt.

Toezicht en controle zijn niet meer nodig, maar blijven steeds mogelijk voor de toekomstige generaties. Zij kunnen er ook voor kiezen om passieve beschermingsmaatregelen te blijven nemen, zoals het beperken van bodemgebruik, het verspreiden van informatie over het geheugen van de site, enzovoort. NIRAS is eigenaar van de bergingsinrichting én betrokken partij in de lokale partnerschappen. In die rol kan zij in belangrijke mate bijdragen tot de continuïteit in de opvolging van de berging en het behoud van het geheugen.

Voor een berging aan het oppervlak draagt de bergingslocatie slechts indirect bij aan de afzondering en inslui-ting, omdat de radionucliden die vrijkomen uit de bergingsinstallatie zich reeds in de biosfeer bevinden waar ze mogelijks aanleiding kunnen geven tot situaties van verhoogde blootstelling. De locatie zorgt voor een stabiele omgeving zodat de performantie van de technische barrières niet aangetast of verminderd worden.

Het tektonisch rustig, relatief vlak terrein in het noorden van België, met een gelaagde sedimentaire geologie, leent zich voor een eenvoudige karakteristering en modellering van geologie en grondwaterstroming. Een uitge-breide karakterisering van de omgeving van de berging heeft bevestigd dat de site alle nodige kwaliteiten bezit, zoals een stabiele geologie, laag niveau van seismische activiteit, voldoende draagvermogen ... en dat de site bijgevolg een gepaste locatie vormt voor een berging.

De karakterisering en optimalisatie van de technische barrières hebben aanleiding gegeven tot beton met een hoge duurzaamheid en met een beperkt risico op scheurvorming. Bovendien is een gelaagde bescherming voor-zien door een diversiteit aan materialen en door het in de tijd spreiden van het falen van verschillende bescher-mingslagen.

Corrosie van de wapening is het belangrijkste chemische degradatiemechanisme op lange termijn. De vol-gende degradatieprocessen werden immers geëlimineerd omwille van de chemisch niet-agressieve milieu-kenmerken van de site te Dessel en de selectie van de materialen voor het beton: interne en externe sulfaat-aanval, alkali-silica reactie, biologische degradatie en vorst-dooi cycli.

Corrosie van wapening kan versnellen door de depassivatie van wapening die resulteert uit de carbonatatie van het beton dat de wapeningen bedekt. De zorgvuldige keuze van cementgebaseerde materialen beperkt de diffusiesnelheid van CO2 in beton, en dus de snelheid van carbonatie. De optimalisatie van de dikte van de dekking van de wapening leidt bovendien tot een duurzaam beton waarbij het ogenblik van bereiken van de wapening door het carbonatatiefront in de tijd wordt uitgesteld. De initiatiefase voor corrosie wordt geschat in de orde van enkele honderden jaren.


De structuren zijn ontworpen om krimpscheuren te beperken tijdens en kort na constructie en om te weer-staan aan aardbevingen gedurende de fasen van exploitatie, sluiting en nucleaire reglementaire controle. De gekozen constructiesequentie en constructietechnieken van de module en caissons werden getest in de de-monstratieproef. Bij deze testen werden tot nog toe nog geen (macro)scheuren waargenomen.

De structuren voor berging zullen worden gecontroleerd bij constructie, en geverifieerd vooraleer ze in het kader van exploitatie gebruikt worden. Indien er door deze controles macroscheuren worden vastgesteld, wordt het fenomeen verder onderzocht en indien noodzakelijk gemitigeerd. Een methodologie voor verifica-tie en bepaling van micro/macroscheuren en voor beslissingen tot mitigatie van macroscheuren wordt ont-wikkeld en zal beschikbaar zijn bij de start van de constructie.

Als voorzichtige hypothesen in de modellen voor de evaluatie van de radiologische langetermijn veiligheid werden doorgaande scheuren zonder chemische retentie beschouwd. Daarbij werden in de scenario’s van verwachte evolutie expliciete doorgaande scheuren vanaf 350 jaar ondersteld, en in minder waarschijnlijke alternatieve evolutiescenario’s onmiddellijk na sluiting, ondersteld op 100 jaar. De radiologische impacts van deze scenario’s bevinden zich onder de toepasselijke reglementaire normen.

Bij het ontwerp wordt een gelaagde bescherming voorzien door:

► Enerzijds het falen door scheurvorming van de monoliet en de module in de mate van het mogelijke te spreiden in de tijd (de module en afdeklagen zorgen voor een beschermende omgeving van de monolie-ten);

► Anderzijds complementaire beschermingslagen te voorzien (klei infiltratie barrière, vezelversterkte on-doorlatende topplaat, mortel opvulling van monolieten en conditionering van het afval, zand cement ophoging als onderdeel van de funderingen, beperking van de radiologische bronterm).

Er is een lopend O&O programma dat de mogelijkheid nagaat, om binnen ongeveer een eeuw, tijdens de sluiting de inspectieruimten te vullen met een op zeoliet gebaseerd materiaal.

De uitvoerbaarheid, alsook de beheersing door NIRAS en haar contractanten, van de toekomstige constructie werd nagegaan door middel van constructietesten zoals prototype monolieten en de demonstratieproef. Er werd een algemene strategie voor het kwaliteitsborgingssysteem tijdens constructie opgesteld. In deze strategie wordt de performantie van beton en de duurzaamheid op lange termijn waar mogelijk gelinkt aan gemakkelijk meetba-re parameters. De strategie vormt de basis voor het QA/QC programma dat NIRAS zal vastleggen voor de start van de realisatie van de berging en zal (laten) toepassen en verifiëren bij de constructiewerkzaamheden. Om res-terende onzekerheden waar mogelijk verder te verkleinen is een verder opvolgings- en onderzoeksprogramma voor beton gepland. In dit kader zijn onder andere getuige structuren op de site voorzien.

De radiologische impact van de berging tijdens exploitatie zal zeer beperkt zijn. De verwachte dosistempi voor werknemers zijn maximaal slechts een fractie van 1 mSv/12 maanden en liggen bijgevolg ver onder 20 mSv/12 maanden. De geschatte radiologische impact van het publiek aan de rand van de bergingssite ligt bij zeer conser-vatieve onderstellingen significant lager dan 0,3 mSv/jaar. Deze lage waarden zijn te wijten aan het feit dat het categorie A afval laagactief afval is en aan het feit dat er ALARA ontwerpmaatregelen genomen worden om de stralingsbescherming te optimaliseren. De radiologische gevolgen van het referentieongeval (vliegtuigongeval) situeren zich hoogstens in de buurt van 1 mSv.

De methodologie voor de radiologische langetermijn veiligheid is gestoeld op, en tevens nauw verbonden met, de ISAM methodologie ontwikkeld binnen het Internationaal Agentschap voor Atoomenergie IAEA. De metho-


dologie is in overeenstemming met de internationale beste praktijken, zoals ook door het NEA internationaal peer review team werd bevestigd.

Voor de evaluatie van de radiologische veiligheid op lange termijn van de berging blijkt dat er twee types van scenario’s in detail beschouwd moeten worden:

Scenario’s waarin er na sluiting op termijn een geleidelijke uitloging van de restactiviteit van radionucliden naar het grondwater optreedt.

Intrusiescenario’s waarin na het opheffen van de nucleaire reglementaire controle een onopzettelijke mense-lijke intrusie ondersteld wordt. Door de restactiviteit in de berging kunnen er radiologische blootstellingen zijn bij dergelijke onopzettelijke intrusie tot bij het afval.

De berekende radiologische impact voor de berging is slechts een fractie van de blootstellingen door natuurlijke bronnen. Ook in het geval men een hypothetisch scenario van vrijgave na 350 jaar beschouwt of voor de uitlo-ging naar het grondwater alternatieve evoluties beschouwt, die een lage kans van optreden hebben, blijven de radiologische impacts van maximaal enkele mSv/jaar in de buurt van blootstellingen door natuurlijke blootstel-lingen. De berekende radiologische effecten op lange termijn van de berging bevinden zich bovendien telkens onder de van toepassing zijnde streefwaarden en reglementaire toetsingscriteria, opgelegd door het FANC:

De berekende radiologische impact voor het LES scenario (0,001 mSv/jaar) bevindt zich meer dan twee grootteordes onder de reglementaire dosisbeperking van 0,3 mSv/jaar. Op basis van deze evaluatie kan men het systeem bijgevolg als radiologisch geoptimaliseerd bestempelen.

De berekende impact voor een enveloppe scenario (referentie scenario RS) met een hypothetische zelfvoor-zienende gemeenschap direct naast de berging (0,081 mSv/jaar) situeert zich bovendien onder 0,1 mSv/jaar. Dit is een bijkomend argument dat het systeem als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd.

De berekende radiologische impacts voor alternatieve minder waarschijnlijke evoluties bevinden zich tussen 0,081 en 2,7 mSv/jaar situeren zich ook bij deze minder waarschijnlijke alternatieve scenario’s binnen de natuurlijke achtergrond tussen 1 en 13 mSv/jaar. Gegeven de lage waarschijnlijkheid van voorkomen/ aan-nemelijkheid van scenario’s met een alternatieve evolutie, ligt het radiologisch risico voor deze scenario’s onder de toepasselijke risicobeperking.

Voor de onopzettelijke menselijke intrusiescenario’s bevindt de berekende radiologische impact zich tussen 0,004 en 0,189 mSv/jaar en dus ver onder de referentiewaarde van 3 mSv/jaar. Dit wil zeggen dat de voor-ziene bronterm als radiologisch geoptimaliseerd kan worden beschouwd.




Verder werd aan de hand van een brede gevoeligheids- en onzekerheidsanalyse de robuustheid van de veiligheid en van de performantie van de berging aangetoond. Zelfs bij grote verstoringen blijft een groot deel van de be-schouwde performantie behouden. De berging heeft daarnaast intrinsiek een hoog niveau van veiligheid door de beperking van de radiologische bronterm. Bij een hypothetisch vrijgavescenario na 350 jaar bedraagt de met de vrijgavefactoren berekende radiologische impact slechts ongeveer 1 mSv/jaar.

Door middel van de veiligheidsevaluaties radiologische criteria werden voor langlevende radionucliden, middels zeer voorzichtige onderstellingen, criteria vastgelegd:


qua maximaal toelaatbare activiteitsconcentratie in de afvalcolli, dit zijn de Ci,max [Bq/m3] waarden waarbij de som van fracties van activiteitsconcentraties in het afval en de Ci,max waarden kleiner of gelijk moet zijn aan één,

alsook qua maximaal toelaatbare activiteit in de berging in zijn geheel, dit zijn de Ai,max [Bq] waarden waar-bij de som van de fracties van activiteiten in de berging en de Ai,max waarden kleiner of gelijk moet zijn aan één.

Deze criteria zorgen ervoor dat de hoeveelheid langlevende radionucliden in de oppervlakteberging passend be-perkt wordt. Dit wil zeggen dat de radiologische bronterm zich onder de internationale richtwaarde van 400 Bq/g langlevende alfa-activiteit zal bevinden en dat de radiologische bronterm resulteert in radiologische impacts op lange termijn die zich te allen tijde onder de toepasselijke reglementaire normen zullen situeren.

Alle gepresenteerde argumenten onderschrijven de centrale stelling dat NIRAS in de huidige programmastap van het bergingsprogramma voor categorie A afval binnen het geïntegreerd project en de veiligheidsbeleid een vei-ligheidsstrategie en een veiligheidsconcept ontwikkeld heeft, en dat deze strategie en concept geleid hebben tot een voorgestelde oppervlakteberging voor categorie A afval te Dessel die:

geoptimaliseerd,

uitvoerbaar,

robuust en

veilig is.

Er is een sterke indicatie van de gegrondheid van de centrale stelling door:

De vaststelling dat alle argumenten en bewijzen in dezelfde richting wijzen, namelijk een uitvoerbare, ro-buuste en geoptimaliseerde berging waarvoor de radiologische impact slechts een fractie van de achtergrond door natuurlijke bronnen is.

De kwaliteit van het proces voor de ontwikkeling van de argumenten en bewijzen (duidelijke beslissings-context, brede expertise, sterk gegronde en internationaal beoordeelde methodologieën, kwaliteitsbeheersys-teem).

De robuustheid van de argumenten onder verschillende: ► benaderingen (modellering / laboratoriumtesten /demonstratieproeven, geïntegreerde performantie en

veiligheidsevaluatie, beoordeling van de optimalisatie en robuustheid), ► indicatoren (meerdere indicatoren voor veiligheid en performantie) en ► aannamen bij modellering (verschillende scenario's en rekengevallen om gevoeligheden en onzekerhe-

den te testen).

Een duidelijke identificatie van verdere acties en controles en het engagement van NIRAS om als toekom-stige nucleair klasse I exploitant de nodige acties en controles uit te voeren (geïntegreerd beheersysteem, QA/QC tijdens de bouw, de toekomstige aanvaarding van afval, de opvulstrategie, naleving en controle op de exploitatiecondities),

De identificatie van de belangrijkste onzekerheden en de opneming ervan in het proactief gestarte en voort-gezet onderzoeks-, ontwikkelings- en demonstratieprogramma

Het bestaan van een gepast toekomstig kader voor ten eerste reglementair toezicht en controles aangevuld met door de exploitant uitgevoerde controles, en ten tweede toekomstige periodieke veiligheidsherzieningen, waarbij dit alles ingebed is in een blijvend lokaal maatschappelijk draagvlak.


NIRAS is van mening dat met dit veiligheidsdossier, opgebouwd uit een brede verzameling aan argumenten, het alle elementen heeft samengevoegd die noodzakelijk zijn voor een beslissing om de stap te zetten naar de bouw van de oppervlakteberging voor categorie A afval in Dessel.

NIRAS heeft de nucleaire veiligheidsautoriteit FANC voorzien van de elementen nodig voor het verlenen van een oprichtings- en exploitatievergunning, zodat het programma de volgende stap kan nemen, namelijk de start van de bouw van de oppervlaktebergingsinrichting voor categorie A afval in Dessel waarmee de langetermijn veiligheid van het categorie A afval in België in de praktijk gewaarborgd zal zijn.


Referenties

[R-1] FANC nota, Nota houdende elementen die door het FANC geverifieerd zullen worden teneinde het vergunningsaanvraagdossier voor een oppervlakteberging van laag- en middelactief afval te Dessel conform artikel 6.1 van het voorstel tot Koninklijk Besluit houdende vaststelling van het vergun-ningsstelsel van de inrichtingen voor eindberging van radioactief afval als “volledig” te kunnen verklaren, FANC nota 2012-03-15-JME-5-4-3-NL, April 2012.

[R-2] NEA, SAFIR 2: Belgian R&D Programme on the Deep Disposal of High-level and Long-lived Radi-oactive Waste – An International Peer Review, NEA/OECD 2003.

[R-3] NIRAS, Masterplan — Het cAt-project in Dessel — Een langetermijnoplossing voor het Belgische categorie A afval, NIROND 2010-02 N, Maart 2010.

[R-4] ARCADIS en Tractebel, Een gëintegreerd project van oppervlakteberging in Dessel voor het Bel-gisch laag- en middelactief kortlevend afval – Project-MER berging: ontwerp, Projectnummer 22/000994, 2012.

[R-5] NEA, The long-term radiological safety of a surface disposal facility for low-level waste in Belgium – An international peer review of key aspects of ONDRAF/NIRAS’ safety report of November 2011 in preparation for the license application (Final Report), NEA/OECD, September 2012.

[R-6] AFCN, Guide technique « Critères de Radioprotection pour l’évaluation de la sûreté post-fermeture des dépôts de déchets radioactifs », note AFCN 2011-06-28-CAD-5-4-3-FR, April 2012.

[R-7] FANC, Veiligheidsevaluatie: biosfeer, nota FANC 008-217-N rev. 3, 19 augustus 2010

[R-8] AFCN, Dépôt définitif en surface sur le territoire belge de déchets radioactifs de faible et moyenne activité et de courte demi-vie – Guide relatif à la prise en compte du risque d’intrusion humaine pour les dépôts définitifs en surface de déchets radioactifs, note AFCN 007-087-F rév.1, April 2010.

[HS-1] NIRAS, Hoofdstuk 1: Organisatie van het dossier en algemene informatie, NIROND-TR 2011-01 N Versie 2, 2012.

[HS-2] NIRAS, Hoofdstuk 2: Veiligheidsbeleid, veiligheidsstrategie en veiligheidsconcept, NIROND-TR 2011-02 N Versie 2, 2012.

[HS-3] NIRAS, Hoofdstuk 3: Beheersysteem, NIROND-TR 2011-03 N Versie 1, 2012.

[HS-4] NIRAS, Hoofdstuk 4: Karakteristieken van de site haar omgeving, NIROND-TR 2011-04 N Versie 2, 2012.

[HS-5] NIRAS, Hoofdstuk 5: Kennis van de fenomenologie van de kunstmatige barrières in hun omgeving, NIROND-TR 2011-05 N Versie 2, 2012.

[HS-6] NIRAS, Hoofdstuk 6: Afval, NIROND-TR 2011-06 N Versie 2, 2012.


[HS-7] NIRAS, Hoofdstuk 7: Ontwerp en constructie van de bergingscolli, NIROND-TR 2011-07 N Versie 2, 2012.

[HS-8] NIRAS, Hoofdstuk 8: Ontwerp en constructie van de berging, NIROND-TR 2011-08 N Versie 2, 2012.

[HS-9] NIRAS, Hoofdstuk 9: Uitbating, NIROND-TR 2011-09 N Versie 1, 2012.

[HS-10] NIRAS, Hoofdstuk 10: Sluiting van de berging, NIROND-TR 2011-10 N Versie 2, 2012.

[HS-11] NIRAS, Hoofdstuk 11: Maatregelen na sluiting (controlefase), NIROND-TR 2011-11 N Versie 2, 2012.

[HS-12] NIRAS, Hoofdstuk 12: Stralingsbescherming, NIROND-TR 2011-12 N Versie 2, 2012.

[HS-13] NIRAS, Hoofdstuk 13: Veiligheidsevaluatie – operationele veiligheid, NIROND-TR 2011-13 N Versie 1, 2012.

[HS-14] NIRAS, Hoofdstuk 14: Veiligheidsevaluatie – lange termijn veiligheid, NIROND-TR 2011-14 N Versie 2, 2012.

[HS-15] NIRAS, Hoofdstuk 15: Conformiteitscriteria voor bergingscolli, NIROND-TR 2011-15 N Versie 2, 2012.

[HS-16] NIRAS, Hoofdstuk 16: Monitoring, NIROND-TR 2011-16 N Versie 2, 2012.

[HS-17] NIRAS, Hoofdstuk 17: Technische Specificaties, NIROND-TR 2011-17 N Versie 2, 2012.

[OD-241] ONDRAF/NIRAS, Synthesis of supporting documents for the Level 2 safety report, NIROND-TR 2011-84 E Versie 1, 2012.


Lijst van acroniemen

ALARA As Low As Reasonably Achievable taking social and economic factors into account

ANDRA Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Frankrijk)

AES Alternatief Evolutie Scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

ARBIS Algemeen Reglement op de Bescherming van de bevolking, van de werknemers en het leefmili-eu tegen het gevaar van de Ioniserende Stralingen

ARS Alternatief Referentie Scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

BBT Best Beschikbare Technieken

CEA Commissariat à l’Energie Atomique (France)

DFC Dienst Fysische Controle

DBE Design Basis Earthquake - ontwerpaardbeving

EES Expected Evolution Scenario – verwacht evolutie scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

ENRESA Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (Spanje)

FANC Federaal Agentschap voor Nucleaire Controle

FMT Fonds op Middellange Termijn

HAZID Hazard Identification

HIS Human Intrusion Scenario – menselijk intrusie scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

HSR High Sulfate Resistant

I1 functie Het beperken van de waarschijnlijkheid en mogelijke gevolgen van opzettelijke Menselijke in-trusie

IAEA International Atomic Energy Agency

ICRP International Commission on Radiation Protection

IDPBW Interne Dienst voor Preventie en Bescherming op het Werk

IETcc Instituto de Ciencias de la Construcción Eduardo Torroja (Spanje)

IMS Integrated Management System

IPM Installatie voor de Productie van Monolieten

IPPC Intergovernmental Panel on Climate Change

KB Koninklijk Besluit

MONA Mols Overleg Nucleair Afval Categorie A

NEA Nucleair Energie Agentschap van de OESO

PaLoFF Partenariat Local Fleurus–Farciennes

PGA Peak Ground Acceleration


PORC Plant Operational Review Committee

PS Penaliserend Scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

PSHA Probabilistic Seismic Hazard Assessments

R1 functie Beperken van het vrijkomen van radionucliden uit de afvalvorm

R2a functie Beperken van waterinstroming naar barrières waarin de radionucliden fysisch en chemisch inge-sloten worden

R2b functie Beperken van advectie en diffusie zodat radionucliden fysisch ingesloten worden

R3 functie Chemische retentie (bijvoorbeeld sorptie) zodat radionucliden chemisch ingesloten worden

RCC Referee and Concertation Committee

QA/QC Quality Assurance/Quality Control

O&O Onderzoek, ontwikkeling en demonstratie

RS Referentie Scenario (cfr. Tabel 10 pagina 183)

S functie Ondersteunen van een andere component

SAC Safety Assessment Committee

STOLA Studie-en Overleggroep Laagactief Afval

STORA Studie-en Overleggroep Radioactief Afval Dessel

SFP Single Failure Proof

SLS Serviceability Limit State

SSC System, Structure and Component

TAW Tweede Algemene Waterpassing

ULS Ultimate Limit State

UNSCEAR United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

WCB Water Control Building – water collectie gebouw

WTCB Wetenschappelijk en Technisch Centrum voor het Bouwbedrijf

NIRAS Nationale instelling voor radioactief afval

en verrijkte splijtstoffen Kunstlaan 14

BE-1210 Brussel Tel + 32 2 212 10 11 Fax +32 2 218 51 65

www.niras.be

Overzicht van de veiligheids-argumentatie

Documents

Transcript of Overzicht van de veiligheids-argumentatie