26 
 5. Auswirkungen von Ungewissheiten in der Be-
rechnung der für den Ausschluss von Kritikalität 
wesentlichen geologischen, geophysikalischen und geochemischen Prozesse im Endlagersys-
tem und  
6. bekannte systematische Abweichungen in 
den verwendeten Berechnungsprogrammen.  
Die Ungewissheiten sowie ihre wechselseitigen 
Abhängigkeiten und Wechselwirkungen sind durch Unsicherheits - und Sensitivitätsanalysen 
zu untersuchen.  5. effects of uncertainties in the calculation of 
the geological, geophysical and geochemical processes essential for the exclusion of critical-ity in the disposal system , and 
 6. known systematic deviations in the calcula-
tion programs used.  
The uncertainties as well as their interdepend-
encies and interactions shall  be examined using  
uncertainty and sensitivity analy ses.

27 
 3 Verifizierung/Identifizierung, Zuordnung und Beurteilung  
Die Hauptaufgabe der Unterstützungsarbeiten l iegt in der Aktualisierung der Selbsteinschät-
zung zu den WENRA /WGWD  – SRL von 2017  /BMU  17/. Als Bearb eitungsgrundlage hierfür 
wurde die entsprechende vorliegende Excel -Datei von 2017 herangezogen. Die Abbildung 3.1 
zeigt aus der Excel -Datei einen Auszug des entsprechenden Arbeitsplattes „SRL“ aus dem die 
Struktur der Auswertung, die von der WENRA vorgegeben wurde, zu erkennen ist.  
 
Abb. 3.1:  Ausschnitt aus dem Arbeitsblatt „SRL“ der Excel -Datei zur Selbsteinschätzung 
von 2017 /BMU  17/ 
Im Folgenden wird kurz auf die in Abbildung 3.1 dargestellte Auswertungsstruktur eingegan-
gen: 
Die S palte A beinhaltet das Kürzel der jeweiligen SRL wie in diesem Beispiel „DI -01“. In Spalte 
B ist der entsprechende Text zur SRL aufgeführt. Die Spalte C enthält den originalen Text / 
Zitat (englische Übersetzung) aus dem entsprechenden nationalen Regelwerk,  der auf der 
Grundlage der Sichtung als zugehörig zur SRL identifiziert wurde. Diejenigen Textstellen aus dem Zitat, die den direkten Bezug zur SRL charakterisieren, sind in Fettschrift dargestellt. Die 
erste Zeile enthält die Angabe zu allen Referenzen,  die einen Bezug zur SRL haben. Die wei-
teren Zeilen enthalten die jeweilige Referenz und das entsprechende Zitat.  Die Spalte D ent-
hält die Selbsteinschätzung in Form der Kennungen A, B oder C. Hierbei bedeutet A, dass die 
jeweilige Referenz mit der SRL konform ist. Die Kennung B gibt an, dass die jeweilige Referenz mit der SRL teilweise konform ist und die Kennung C bedeutet keine Übereinstimmung gege-ben bzw. keine entsprechende Referenz vorhanden. In der Spalte E ist die Einschätzung der

28 
 WGWD ebenfalls über die Kennung A, B und C vorgesehen. Die Spalte F ist für erläuternden 
bzw. begründenden Text reserviert. Hier soll über das reine Zitat hinaus die Möglichkeit gege-
ben werden zu erläutern bzw. zu begründen, warum man zu der Einschätzung gemäß Spalte D gekomm en ist. Die Spalte G ist für zukünftige Angaben, insbesondere bei möglichen unter-
schiedlichen Einschätzungen in den Spalten D und E  und Einschätzungen mit der Kennung B 
und C , reserviert. Die Angaben beziehen sich dann auf mögliche nationale Planungen, wie 
man divergierende und/oder Einschätzungen mit der Kennung B und C auszuräumen gedenkt.  
In einem ersten Schritt wurde das originale Excel -Arbeitsblatt „SRL“  /BMU  17/ ergänzt um die-
jenigen Einträge (Spalte C) , die aus der Sichtung der Inhalte /BT  20/ und bei Bedarf weiterer 
Referenzen resultier ten. Darüber hinaus wurde erläuternder bzw. begründender Text (Spalte 
F) eingefügt. Das Ergebnis bzw. Arbeitsblatt ist dem Bericht im Anhang A beigefügt. Die Bei-behaltung der originären Einträge (Sicherheitsanforderungen gemäß /BMU  10a/) und die Er-
gänzungen ermöglichen eine direkte Vergleichbarkeit hinsichtlich des  Zeitpunkt es vor und 
nach der Aktualisierung.  
Insgesamt war festzustellen, dass bereits die Sicherheitsanforderungen nach Artikel 1 ( Endl-
SiAnfV)  den weitaus überwiegenden Teil der WENRA/WGWD –  SRL in abdeckender Weise 
behandel n. In nur wenigen Ausnahmefällen waren auch Anforderungen aus Artikel 2 ( Endl-
SiUntV)  einzubeziehen. Das gleiche gilt für den in /BT 20/ vorliegenden Begründungstext zu 
den Sicherheitsanforderungen. Allerdings wurde auch w ährend der Sichtungsphase zur Iden-
tifikation von Sicherheitsanforderungen, die mit den jeweiligen SRL konform gehen, deutlich, dass einige  SRL nicht oder nur teilweise bestäti gt werden konnten. Das l iegt insbesondere 
daran, dass in der  „Verordnung über Sicherheitsanforderungen und vorläufige Sicherheitsun-
tersuchungen für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle“  /BT 20/ die folgenden Aspekte 
bewusst ausgeklammert worden sind, da diese zukünftig in anderen Regelwerken thematisi ert 
werden:  
• Sicherheitsmanagement und 
• Dokumentation.  
Der abschließende Schritt beinhaltet die Bereinigung der Fassung im Anhang A. Hier wurden insbesondere die Einträge resultierend aus den Sicherheitsanforderungen von 2010 
/BMU  10a/ entfernt . Das Ergebnis ist dem Bericht  im An hang B beigefügt.

29 
 4 Zusammenfassung  
Der vorliegende Bericht beinhaltet als eine wesentliche Grundlage für den Vergleich der 
WENRA SRL mit nationalen Regelungen eine Arbeitsübersetzung des Artikel 1 „Verordnung über Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle (Endlagersicher-heitsanforderungsverordnung – EndlSiAnfV)“ und dem  Anhang Teil A und B aus der „Verord-
nung über Sicherheitsanforderungen und vorläufige Sicherheitsuntersuc hungen für die Endla-
gerung hochradioaktiver Abfälle“ mit der Fassung (BT- Drs. 19/19291) vom 18.05.2020 . 
Um eine bessere Überprüf barkeit , Auffind barkeit  und Vergleichbarkeit zu ermöglichen, ist die 
Arbeitsübersetzung in einem zwei -spaltigen Format angeordnet worden, in dem der deutsche 
und englische Text direkt gegenübergestellt wurden . 
Hinsichtlich der fachlichen Begriffe orientiert sich die Arbeitsübers etzung insbesondere an die 
folgenden Dokumente:  
• Act on the Search for and Selection of a Site for a Disposal Facility for High- Level 
Radioactive Waste (Site Selection Act – StandAG)  /STA 17b/, 
• Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radi-
oactive Waste Management  /BMUB  18/ und 
• Safety Requirements Governing the Final Disposal of Heat -Generating Radioactive 
Waste /BMU  10b/. 
Die Arbeitsübersetzung dient ausschließlich als Grundlage für die anstehende Aufgabe der 
Selbsteinschätzung im Zusammenhang mit den WENRA SRL und der entsprechenden natio-
nalen Regelungen.  
Hinsichtlich der Aktualisierung der Selbsteinschätzung wurde auf die Excel Tabelle bzw. Datei von 2017 als Arbeitsgrundlage zurückgegriffen /BMU  17/. In einem ersten Schritt wurde das 
originale Excel -Arbeitsblatt „SRL“ ergänzt um diejenigen Einträge, die aus der Sichtung der 
Inhalte /BT 20/
 und bei Bedarf weiterer Referenzen resultier ten. Neben dieser Darstellung, die 
eine direkte Vergleichbarkeit hinsichtlich des Zeitpunktes vor und nach der Aktualisierung er-laubt, wurde in einem zweiten Schritt eine bereinigte Fassung erstellt . Die bereinigte Fassung 
enthält die aktualisierten Einträge. Frühere Einträge, die aus den Sicherheitsanforderungen

30 
 /BMU  10a/ zitiert wurden und/oder Einträge,  die aufgrund geänderter Regelungen keine Gül-
tigkeit mehr haben, sind in der bereinigten Fassung gelöscht  worden.  Eine Klassifizierung in 
die Klassen A, B und C, inwieweit sich die entsprechende SRL im nationalen Regelwerk wie-
derspiegelt, wurde nicht vorgenommen, da diese Einschätzung dem BMU vorbehalten ist.  
Sowohl die vorliegende Arbeitsübersetzung als auch die Aktualisierung zur Selbsteinschät-
zung wurden im Rahmen des Vorhabens 4717E03210 „Fachberatung des BMU bei wissen-
schaftlichen und technischen Fragestellungen im Zusammenhang mit der Endlagerung und Standortauswahl“  durchgeführt.

31 
 5 Referenzen  
/BMU  10a/ Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU): Si-
cherheitsanforderungen an die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver 
Abfälle. 22 S.: Bonn, 30. September 2010.  
/BMU  10b/ Federal Ministry for the Environment, Na ture Conversation and Nuclear Safety 
(BMU): Safety Requirements Governing the Final Disposal of Heat -Generating 
Radioactive Waste. 21 S.: Bonn, Germany, 30. September 2010.  
/BMU  17/ Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMU): R a-
dioactive Waste Disposal Facilities Safety Reference Levels German Self -As-
sessment Report. 17. Januar 2017.  
/BMUB  18/ Federal Ministry for the Environment, Nature Conversation, Building and Nuclear Safety (BMUB): Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and 
on the Safety of Radioactive Waste Management. Report of the Federal Republic 
of Germany for the Sixth Review Meeting in May 2018, 340 S., Mai 2018.  
/BT 20/ Deutscher Bundestag (BT): Verordnung des Bundesministeriums für Umwelt, Na-turschu tz und nukleare Sicherheit, Verordnung über Sicherheitsanforderungen 
und vorläufige Sicherheitsuntersuchungen für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle. Drucksache des deutschen Bundestages, 19/19291, 54 S.: Berlin, 18. Mai 2020.  
/END 20/ Verordnung übe r Sicherheitsanforderungen und vorläufige Sicherheitsuntersu-
chungen für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle in der Fassung vom 6. Ok-tober 2020 (BGBl. I 2020, Nr. 45, S. 2094– 2106).  
/KOM  16/ Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe: Abschluss bericht, Verant-
wortung für die Zukunft -  Ein faires und transparentes Verfahren für die Auswahl 
eines nationalen Endlagerstandortes. Drucksache der Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe, K -Drs. 268, 683 S.: Berlin, 30. August 2016.  
/STA 17a/ Gesetz zur Suche und Auswahl eines Standortes für ein Endlager für hochradio-
aktive Abfälle (Standortauswahlgesetz – StandAG) in der Fassung vom 5. Mai

32 
 2017 (BGBl. I 2017, Nr. 26, S. 1074 -1100), zuletzt geändert 20. Juli 2017 (BGBl. I 
2017, Nr. 52, S. 2808– 2838).  
/STA 17b/ Act on the Search for and Selection of a Site for a Disposal Facility for High- Level 
Radioactive Waste (Site Selection Act – StandAG) , Edition 07/17 (bilingual) ,  
(Note: This translation is intended solely as a convenience to the non- German 
readers.  It is not binding and has no legal effect. ) 
/WEN  14/ Working Group on Waste and Decommissioning (WGWD) (Hrsg.): Radioactive 
Waste Disposal Facilities Safety Reference Levels. Western European Nuclear 
Regulators Association (WENRA), 22. Dezember 2014.

33 
 Anhang

34 
 Anhang A

Assessed country Revision/date:
Germany 0.7 / 2016-02-19
SRL SRL TEXT NATIONAL LEGISLATION REFERENCE INFO/TEXT SA WGWD JUSTIFICATION/EXPLANATION ACTION PLAN
2.1 SAFETY AREA: SAFETY MANAGEMENT
2.1.1 Safety issue: Responsibility
/Ref 1/ §7c (1), /Ref 2/ Par. 9.1 and Par. 9.2, /Ref 19/ §1 (1), §4 (1)
/Ref 1/ §7c (1)
The responsibility for nuclear safety shall fall to the holder of the licence of the nuclear installation. This responsibility 
cannot be delegated.
/Ref 2/ Par. 9.1
The following overarching aspects of safety management must be observed:
- Guaranteed operational safety throughout all process steps and permanent passive safety of the final repository system 
after sealing as the paramount safety objective
...
/Ref 2/ Par. 9.2
The applicant/operator shall set up a safety management system which is maintained throughout all phases of the final 
repository project until decommissioning is complete. He shall make it a top priority to guarantee and continuously 
improve safety over other management targets, and shall support the development and maintenance of a vigilant safety 
culture.
Safety management must be designed to ensure high levels of trust in the quality of the organisation and in the observance of all safety requirements and existing limits, guidelines and criteria. It must ensure that the operator organisation’s safety 
standards can be continuously assessed by all parties involved in the light of advancing information.Responsibility for the implementation, performance and promotion of safety management lies with the management of 
the operator organisation. The various management levels within the organisation must promote and support safety 
management.
/Ref 19/ §1 (1)
(1) This Ordinance shall apply to federal facilities for the disposal of radioactive waste ac-cording to § 9a(3) sentence 1 of the Atomic Energy Act as promulgated on 15 July1985 (Federal Law Gazette (BGBl.) I p. 1565), last amended by Article 2 of 
the Act of 12 December 2019 (BGBl. I p. 2510), as amended, which are intended for the disposal of high-level radioactive 
waste. In the approval procedure pursuant to § 9b(1a) of the Atomic Energy Act in conjunction with the Nuclear Licensing 
Procedure Ordinance as promulgated on 3 February 1995 (BGBl. I p. 180), last amended by Article 14 of the Ordinance of 29 
November 2018 (BGBl. I p. 2034), as amended, it shall be taken as a basis . The third party pursuant to § 9a(3) sentence 2, half-sentence 2 of the Atomic Energy Act shall ensure compliance with the provisions of this Ordinance.
/Ref 19/ §4 (1)
(1) The radioactive waste to be emplaced shall be concentrated in the disposal system with the aim of safely enclosing the 
radionuclides contained therein from the biosphere at least in the assessment period.
/Ref 1/ §7c (2), /Ref 2/ Par. 9.2 and 9.3, /Ref 19/ §20 (1) and (2) 
/Ref 1/ §7c (2)
The licencee pursuant to §7c (1) shall be obliged1. to install a management system admitting due priority to nuclear safety,
2. to schedule and keep ready permanent appropriate financial and personnel instruments to fulfil his obligations 
concerning the nuclear safety of the particular nuclear installation,
3. to provide education and further training of his personnel who are entrusted with duties concerning nuclear safety of nuclear installations in order to keep and expand their knowledge and competence of nuclear safety.
/Ref 2/ Par. 9.2
The applicant/operator shall set up a safety management system which is maintained throughout all phases of the final repository project until decommissioning is complete. He shall make it a top priority to guarantee and continuously improve safety over other management targets, and shall support the development and maintenance of a vigilant safety 
culture.
Safety management must be designed to ensure high levels of trust in the quality of the organisation and in the observance 
of all safety requirements and existing limits, guidelines and criteria. It must ensure that the operator organisation’s safety 
standards can be continuously assessed by all parties involved in the light of advancing information.
Responsibility for the implementation, performance and promotion of safety management lies with the management of the 
operator organisation. The various management levels within the organisation must promote and support safety 
management.
/Ref 2/ Par. 9.3
A safety management system must be set up to achieve safety management. This system must include all specifications, regulations and organisational tools for the handling of safety-relevant activities and processes.  All its elements must be 
derived and justified in an accountable fashion. Interactions, interfaces and delimitations between different processes shall 
be designed and described in a logical fashion.
The safety management system is an integral component of the overall management system. It must reflect the state of the 
art as well as the relevant regulations. This integrated safety management system and the processes implemented must be 
documented in a verifiable format.
Safety management must be designed as a learning system. Checks should be undertaken at regular intervals, including in 
particular
- Independent internal and external reviews of the management system
- Systematic comparisons with other facilities and operators, including those in other fields.
/Ref 19/ §20 (1) and (2)
(1) The disposal facility and its surroundings shall be continuously controlled as part of a monitoring programme.  In 
particular, monitoring shall control those observable parameters that can indicate early deviations from the expected 
developments of the disposal system. When determining the parameters to be monitored, the results of the preliminary 
safety analyses shall be considered pursuant to § 14(1) sentence 2, § 16(1) sentence 2 and § 18(1) sentence 2 of the Site 
Selection Act, as well as the foreseeable future information needs.
(2) Monitoring shall be set up by the operator as early as possible. It shall begin at the latest with the exploration of the 
disposal site according to § 9. The results of the monitoring shall be documented.
/Ref 1/ §24b, /Ref 2/ Par. 5.3, 9.2 and 8.8, /Ref 19/ §12 (4), §20 (3)
/Ref 1/ §24b
In order to improve nuclear safety continuously
1. the ministry responsible for nuclear safety and radiation protection shall perform a self assessment of the scopes of law, 
execution and organisation for the nuclear safety of nuclear installations and the action of the authority in this regard,
2. the ministry responsible for nuclear safety and radiation protection shall invite international experts to verify adequate 
segments of the scopes of law, execution and organisation for the nuclear safety of nuclear installation and the respective 
competent authorites involved. The results of this verification shall be reported to the member states of the European Union and to the European Commission by the ministry responsible for nuclear safety and radiation protection as soon as 
these results are available.The measures pursuant to sentence 1 shall be performed at least every ten years.
/Ref 2/ Par. 5.3
During emplacement operations, the operator shall review safety-relevant changes in the state of the art at ten-year 
intervals when assessing the safety of final repositories, and shall also review and confirm the safety cases. Feedback from 
operation of the final repository shall also be incorporated into this review and confirmation process.  As well as ensuring 
that any changes in the statutory provisions, advancements in emplacement techniques and the evolving status of 
knowledge are taken into account when assessing plant safety during operation of the repository, the review and confirmation of safety cases during the operational phase should also ensure that emplacement operations are optimised 
and that all participants have up-to-date knowledge.
/Ref 2/ Par. 9.2
The applicant/operator shall set up a safety management system which is maintained throughout all phases of the final 
repository project until decommissioning is complete. He shall make it a top priority to guarantee and continuously 
improve safety over other management targets, and shall support the development and maintenance of a vigilant safety culture.
Safety management must be designed to ensure high levels of trust in the quality of the organisation and in the 
observance of all safety requirements and existing limits, guidelines and criteria. It must ensure that the operator 
organisation’s safety standards can be continuously assessed by all parties involved in the light of advancing information.
Responsibility for the implementation, performance and promotion of safety management lies with the management of the 
operator organisation. The various management levels within the organisation must promote and support safety 
management.
/Ref 2/ Par. 8.8
A practicable, tested decommissioning concept must be available before the repository can be commissioned. It is important to ensure that the staffing, financial and technical conditions facilitate short-term implementation of the 
decommissioning concept, should it become necessary at any time. The decommissioning concept should be reviewed in 
line with the state of the art as part of the ten-yearly safety reviews, and updated where necessary. The period within 
which sealing is possible must be specified.Western European Nuclear Regulators' Assosiation (WENRA)
Document being benchmarked:
Radioactive Waste Disposal Facilities Safety Reference Levels Report
DI-01 The licensee shall have the 
responsibility for ensuring and 
demonstrating that the facility is safe 
until termination of the licence, and for 
demonstrating that the facility will 
continue to be safe thereafter.A
DI-03 The licensee shall continuously improve 
safety by, in particular, using 
experience feedback and advances in 
science and technology.ADI-02 The licensee shall make and implement 
programs and procedures necessary to 
maintain safety.AWorking Group on Waste and Decommissioning (WGWD)
/Ref 1/ §24b refers to the continuous effort to 
improve nuclear safety.
/Ref 2/ Par. 5.3 experience feedback is used during 
safety assessment for confirmation of safety cases.
/Ref 2/ Par. 9.2 and 8.8 comply with DI-03.
The Par. 9.2 focuses especially on the continuous 
improvement of safety by the applicant/operator.
/Ref 2/ Par. 8.8 supports the aspect of continuously 
improving safety regarding the decommissioning 
concepts due to the required ten-yearly safety reviews./Ref 1/ §7c (1) and /Ref 2/ Par. 9.1 comply with DI-01.
The term applicant/operator in /Ref 2/ is a synonym 
for licensee (holder of the license). The 
applicant/operator has the responsibility for demonstrating the safety of the diposal facility. According to the /Ref 1/ §23 the Federal Office for 
Radiation Protection is the responsible organisation 
for disposal facilities. According to § 23(d) of /Ref 
21/ the Federal Office for the Safety of Nuclear 
Disposal is the responsible organisation for disposal 
facilities.The /Ref 2/ Par. 9.2 indicates the safety of 
the disposal facility as the main objective.
/Ref 1/ §7c (2), /Ref 2/ Par. 9.2 and 9.3 comply with 
DI-02.
The fundamental basis for the maintenance of 
safety is the establishment of a safety management 
system. This system is maintained throughout all phases of the final repository project and includes all specifications, regulations and organisational 
tools for the handling of safety-relevant activities 
and processes.
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