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Zu Artikel 1 (Verordnung über Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung 
hochradioaktiver Abfälle)  
Zu Abschnitt  1 (Allgemeine Vorschriften)  
Zu § 1 (Anwendungsbereich)  
Zu Absatz  1 
Der Anwendungsbereich dieser Verordnung ergibt sich aus § 1 Absatz 2 Satz 1 StandAG . 
Zu Absatz  2 
Die in § 1 Absatz 6 StandAG niedergelegte „gleiche bestmögliche Sicherheit des Standor-
tes“ als Bedingung für die zusätzliche Endlagerung von schwach - und mittelradioaktiven 
Abfällen am nach StandAG auszuwählenden Standort erstreckt den Geltungsbereich auf 
die Konkretisierung der Bedingungen, unter denen diese zusätzliche Endlagerung zulässig 
ist. 
Zu § 2 (Begriffsbestimmungen)  
Zu Nummer  1 
Der Begriff des Nachweiszeitraumes ist aus § 1 Absatz 2 StandAG  abgeleitet. 
Zu Nummer  2 
Der Begriff der Biosphäre bezeichnet in Anlehnung an § 26 Abs. 2 Nr. 1 StandAG denjeni-
gen Bereich, von dem die endzulagernden radioaktiven Abfälle zu isolieren sind. Tiefe 
Grundwasservorkommen unterhalb von 300 m sind hi er nicht eingeschlossen, da das Stan-
dAG kein entsprechendes Ausschlusskriterium enthält. 
Zu Nummer  3 
Der Begriff der Endlagergebinde bezeichnet die Form, in der radioaktive Abfälle im Endla-
gerbergwerk gehandhabt und eingelagert werden. 
Zu Nummer  4 
Der Begriff der wesentlichen Barrieren bezeichnet diejenigen Barrieren, auf denen das End-
lagersystem entsprechend § 4 im Wes entlichen beruht und die für den sicheren Einschluss 
der radioaktiven Abfälle eine herausgehobene Rolle spielen.  
Zu Nummer  5 
Der Begriff der weiteren Barrieren bezeichnet diejenigen Barr ieren des Endlagersystems, 
die keine wesentlichen Barrieren sind. 
Zu Nummer  6 
Der Begriff der Langzeitsicherheit ist aus § 1 Absatz 2 StandAG  abgeleitet.  
Zu Nummer  7 
Die Bestimmung des Begriffes der Robustheit ist inhaltlich aus den BMU -SiAnf 2010 über-
nommen.

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Zu Nummer  8 
Die Bestimmung des Begriffes der Integrität ist inhaltlich aus den BMU -SiAnf 2010 über-
nommen.  
Zu Nummer  9 
Der Begriff des Betreibers bezeichnet denjenigen, der für die Sicherheit des Endlagers ver-
antwortlich ist und damit den hauptsächlichen Adressaten der Verordnung. 
Zu Nummer  10 
Die Bestimmung des Begriffes der Sicherheitsfunktion ist inhaltlich aus den BMU -SiAnf 
2010 übernommen.  
Zu Nummer  11 
Die Bestimmung des Begriffes des Managementsystems ist inhaltlich aus den BMU -SiAnf 
2010 (dort als Sicherheitsmanagement) übernommen. 
Zu Abschnitt  2 (Langzeitsicherheit)  
Zu § 3 (Zu berücksichtigende mögliche und postulierte Entwicklungen des 
Endlagersystems)  
Zu Absatz  1 
Eine systematische Ableitung und Einordnung der möglichen Entwicklungen des Endlager-
systems ist erforderlich, um die jeweilige Relevanz der Entwicklungen für die Auslegung 
und Optimierung des Endlagers  zu bewerten . Durch  ein systematisches Vorgehen nach 
dem internationalen Stand von Wissenschaft und Technik, beispielsweise an Hand so ge-
nannter FEP -Kataloge („Features, Events and Processes“) soll sichergestellt werden, dass 
die identifizierten möglichen Entwicklungen die t atsächliche zukünftige Entwicklung des 
Endlagers abdeckend beschreiben.  Dabei sind z u erwartende Entwicklungen sowie abwei-
chende Entwicklungen verbindlich bei der Auslegung des Endlagers zu berücksichtigen. 
Zu Absatz  2 
Als zu erwartende Entwicklungen werden die vorrangig zu erwartenden Entwicklungen des 
Endlagersystems und seiner geologischen Umgebung eingeordnet. Als die realistischer-
weise möglichen Entwicklungen sind sie Grundlage der Auslegung des Endlagers und ent-
sprechen im Wesentlichen den „wahrscheinlichen Entwicklungen“ der BMU -SiAnf  2010. Es 
werden keine Werte für die voraussichtliche Eintrittswahrscheinlichkeit dieser Entwicklun-
gen vorgegeben, da die Einstufung der Entwicklungen an Hand streng rechnerisch abge-
leiteter Wahrscheinlichkeiten in der Praxis nur in Ausnahmefällen möglich erscheint. 
Zu Absatz  3 
Die abweichenden Entwicklungen umfassen im Wesentlichen d ie „weniger wahrscheinli-
chen Entwicklungen“ der BMU -SiAnf  2010. Wie auch für die zu erwartenden Entwicklungen 
werden keine konkreten Werte für deren Eintrittswahrscheinlichkeit vorgegeben. Zusam-
men mit den zu erwartenden Entwicklungen sollen die abweichenden Entwicklungen alle 
zukünftigen Entwicklungen des Endlagersystems abdecken, die innerhalb der Grenzen der 
praktischen Vernunft möglich erscheinen. 
Die Endlagerkommission hat explizit eine Überprüfung der in den BMU -SiAnf 2010 vorge-
nommenen Unterteilung der betrachteten Entwicklungen in die Wahrscheinlichkeitsklassen 
„wahrscheinlich“/„weniger wahrscheinlich“/„unwahrscheinlich“  empfohlen, insbesondere

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hinsichtlich der Abstufung zwischen „wahrscheinlich“ und „weniger wahrscheinlich“. Diese 
Fragen wurden im Zuge der Erarbeitung dieses Verordnungsentwurfes intensiv in verschie-
denen Expertenkreisen erörtert. Im Ergebnis wurde die Abgrenzung der verschiedenen Ka-
tegorien in der nun vorliegenden Weise neu gefasst, die sich an der praktischen Bedeutung 
der jeweilige n Kategorien für die Auslegung und Optimierung des Endlagersystems anstelle 
von abstrakten Wahrscheinlichkeiten orientiert. Dementsprechend ist auch die Abstufung 
zwischen zu erwartenden und abweichenden Entwicklungen erforderlich, damit bei der Aus-
legung und Optimierung des Endlagersystems den aller Voraussicht nach eintretenden Ent-
wicklungen die gebührende Priorität eingeräumt wird. Andernfalls wäre damit zu rechnen, 
dass die Sicherheit der Endlagerung für diese Entwicklungen durch eine Optimierung be-
züglich sehr exotischer, aber nicht vollends auszuschließender Entwicklungen konterkariert 
würde. 
Zu Absatz  4 
Die vorsorgliche Betrachtung von postulierten Entwicklungen ergänzend zu den Ent wick-
lungen nach Absatz 2 und 3 ist als hypothetischer „Stresstest“ für das Endlagersystem  auf-
zufassen. Diese dienen im Wesentlichen dem Systemverständnis und können dadurch 
Wege zur Erhöhung der Robustheit des Endlagersystems aufzeigen. 
Zu Absatz  5 
Entwicklungen auf der Basis zukünftiger menschlicher Aktivitäten und unbeabsichtigten 
menschlichen Eindringens  in das Endlager  lassen sich aufgrund ihrer Unvorhersagbarkeit 
nicht systematisch ableiten. Daher ist die nach internationalem Stand von Wissenschaft und 
Technik übliche Vorgehensweise, hierfür sogenannte „stylized scenarios “, hier sinngemäß 
übersetzt mit postulierten Entwicklungen, zu betrachten . Neben dem unbeabsichtigten 
menschlichen Eindringen zum Beispiel durch Tiefbohrungen in Unkenntnis des vorhande-
nen Endlagers sind w eitere menschliche Aktivitäten, die in unbeabsichtigter Weise für die 
Sicherheit des Endlagers relevant sein können, beispielsweise der Bau von Talsperren. 
Zu § 4 (Sicherer Einschluss der radioaktiven Abfälle)  
Diesem Absatz liegen im Wesentlichen die vier wesentlichen Anforderungen an das Sicher-
heitskonzept („ Design Concepts for Safety “) für d ie Endlagerung radioaktiver Abfälle ent-
sprechend des Regelwerkes der IAEA zu Grunde (SSR -5, dort die Requirements  7 bis 10). 
Diese sind in der Reihenfolge ihrer Auflistung multiple Sicherheitsfunktionen („Multiple sa-
fety functions“ ), Einschluss der radioak tiven Abfälle ( „Containment of radioactive waste“ ), 
Isolation der radioaktiven Abfälle ( „Isolation of radioactive waste“ ) sowie Überwachung und 
Kontrolle der passiven Sicherheitsvorkehrungen („Surveillance and control of passive sa-
fety features“ ). Letztere  werden in Anforderung 5 als passive Maßnahmen für die Sicherheit 
des Endlagers ( „Passive means for the safety of the disposal facility“ ) noch einmal geson-
dert adressiert. Dabei stellen die Anforderungen 8 und 9 (Einschluss und Isolation der radi-
oaktiven A bfälle) Zielvorgaben dar, die Anforderungen 7 und 10 (Multiple Sicherheitsfunk-
tionen und passive Sicherheitsvorkehrungen mit angemessener Kontrolle ihrer Funktions-
tüchtigkeit) beziehen sich auf die Maßnahmen zur Erreichung dieser Ziele. 
Zu Absatz  1 
Einschluss und Isolation der radioaktiven Abfälle von der Biosphäre als übergeordnetes Ziel 
der tiefengeologischen Endlagerung folgen der entsprechenden Festlegung in IAEA: „The 
objective of geological disposal of radioactive waste is to provide containment and isolation 
of the radionuclides in the waste from the biosphere. […]“  (SSG -14, Absatz 4.7). Dement-
sprechend wird hier auf die übergeordneten Anforderungen 8 und 9 aus SSR -5 (s.o.) Bezug 
genommen.

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Zu Absatz  2 
Hier wird auf die Anforderungen 7 (Multiple Sicherheitsfunktionen) und 5 bzw. 10 (Passive 
Sicherheitsvorkehrungen) aus SSR -5 (s.o.) Bezug genommen. Diese benennen die Maß-
nahmen, mit denen der Einschluss und die Isolation der radioaktiven Abfälle erreicht wer-
den sollen. 
Ein Endlagersystem, mit dem der sichere Einschluss der radioaktiven Abfälle gewährleistet 
wird, kann nach § 19 Absätze 1 und 4 StandAG entweder auf einem einschlusswirksamen 
Gebirgsbereich oder im Fall des Wirtsgesteins Kristallin wesentlich auf technischen und 
geotechnischen Barrieren beruhen. Zur Unterscheidung dieser beiden Fälle wird der Begriff 
der „wesentlichen Barrieren“ eingeführt, der diejeni gen Barrieren bezeichnet, die die Haupt-
last des sicheren Einschlusses tragen und dementsprechend ihre Funktion langfristig erfül-
len müssen. Da die wesentlichen Barrieren zentral für das Sicherheitskonzept des Endla-
gers sind, kommt ihnen im zu führenden Sic herheitsnachweis besondere Bedeutung zu. 
Zu Nummer  1 
Dieser Fall beinhaltet alle Endlagersysteme, die wesentlich auf einem einschlusswirksamen 
Gebirgsbereich beruhen. Nach § 19 Absatz 1 StandAG sind solche Endlagersysteme in 
allen drei in Betracht kommenden Wirtsgesteinen zulässig.  
Zu Nummer  2 
Dieser Fall beinhaltet die Endlagersysteme, die nach § 19 Absatz 4 StandAG wesentlich 
auf technischen und geotechnischen Barrieren beruhen, da an deren vorgesehenem Stand-
ort kein einschlusswirksamer Gebirgs bereich ausgewiesen werden kann. Dies ist nach § 
19 Absatz 1 StandAG jedoch nur für das Wirtsgestein Kristallin zulässig.  
Zu Absatz  3 
Dieser Absatz konkretisiert den nach Absatz 1 geforderten Einschluss der radioaktiven Ab-
fälle in der Hinsicht, dass eine Mobilisierung der Radionuklide auch innerhalb des Bereiches 
der wesentlichen Barrieren weitgehend unterbunden werden soll. Dies verhindert, dass 
selbst bei abweichenden Entwicklungen, in denen die wesentlichen Barrieren möglicher-
weise verletzt werden, unmittelbar größere Mengen an Radionukliden austreten und trägt 
damit zur Robustheit des Endlagersystems bei . Darüber hinaus werden unter den Num-
mern 1 und 2 zwei Indikatoren für das Einschlussvermögen etabliert, deren Einhaltung für 
die zu erwartenden Entwicklungen im Sicherheitsnachweis zu belegen ist. 
Zu Nummer  1 
Dieser Indikator konkretisiert und quantifiziert den Aspekt des Einschlusses der radioakti-
ven Abfälle innerhalb der wesentlichen Barrieren. Durch die Einhaltung dieses Indikators 
wird gewährleistet, dass der weit überwiegende Anteil der Radionuklide aus den hochradi-
oaktiven Abfällen während des Nachweiszeitraumes innerhalb der wesentlichen Barrieren 
verbleibt. Dadurch dass der Indikator Austragungen von Radionukliden jahresscharf er-
fasst, werden zudem mögliche Austragungsspitzen innerhalb kurzer Zeiträume in ihrem 
Umfang beschränkt. 
Zu Nummer  2 
[…] 
Zu Absatz  4 
Das Endlagersystem soll so robust ausgestaltet werden, dass selbst für abweichende Ent-
wicklungen die Sicherheit der radioaktiven Abfälle noch in ausreichendem Maße gegeben

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ist. Dies wird durch den Dosiswert für abweichende Entwicklungen in § 5 Absatz 2 quanti-
fiziert.  
Auf ein robustes Endlagersystem ist insbesondere im Rahmen der Optimierung hinzuwir-
ken: Die Auslegung des Endlagersystems erfolgt auf der Grundlage der zu erwartenden 
Entwicklungen (entsprechend § 7 Absatz 2 Satz 2); die Optimierung hat den vorrangigen 
Zweck, die Robustheit des Endlagersystems gegenüber Abweichungen von den zu Grunde 
gelegten Annahmen zu erhöhen. 
Zu § 5 (Dosiswerte für den Nachweiszeitraum)  
Zu Absatz  1 
Nach § 26 Absatz 2 Nummer 1 Satz 2 StandAG muss sichergestellt werden, dass mögliche 
Expositionen, die auf die endgelagerten Radionuklide zurückzuführen sind, während des 
gesamten Nachweiszeitraumes geringfügig im Vergleich zur natürlichen Strahlenexposition 
sind. Der hierfür relevante Indikator ist die zusätzliche jährliche effektive Dosis, der eine 
repräsentative Einzelperson der Bevölkerung ausgesetzt wird. Die Einzelheiten der D osis-
abschätzung regelt eine entsprechende Berechnungsgrundlage. 
Als wesentliche Annahme für die Dosisabschätzung ist für den gesamten Nachweiszeit-
raum von den Lebensbedingungen zum Zeitpunkt der Nachweisführung auszugehen. Dies 
umfasst die zu diesem Zeitpunkt in der Bundesrepublik üblichen Lebensgewohnheiten und 
Wirtschaftsweisen. Von einer Zugrundelegung prognostizierter zukünftiger Lebensbedin-
gungen wird ausdrücklich abgesehen, da für nachfolgende Generationen dasselbe Schutz-
niveau zu gewährleisten ist wi e für die derzeit (bzw. zum Zeitpunkt der Nachweisführung) 
lebende Bevölkerung. Dies soll jedoch nicht auf einer entsprechend prognostizierten Ände-
rung der Lebensbedingungen beruhen können. Darüber hinaus erscheint eine Prognose 
der menschlichen Lebensbedi ngungen für eine Million Jahre nicht seriös erstellbar. 
Zu Absatz  2 
Die in diesem Absatz festgelegten Dosiswerte, deren Einhaltung im Rahmen des Sicher-
heitsnachweises zu zeigen ist, defi nieren das durch ein Endlager zu erreichende Schutzni-
veau.  
Die zusätzliche effektive Dosis im Bereich von 10 µSv pro Kalenderjahr, die für zu erwar-
tende Entwicklungen nicht überschritten werden darf, entspricht dem Dosiskriterium für die 
Freigabe radioakti ver Stoffe nach § 31 Absatz 2 der Strahlenschutzverordnung und damit 
für die Entlassung aus der atomrechtlichen Überwachung. Die Wahl dieses Wertes ergibt 
sich aus der Tatsache, dass ein Endlager nach seinem Verschluss aus der atomrechtlichen 
Überwachung zu entlassen ist, um unzumutbare Lasten für nachfolgende Generationen zu 
vermeiden. Die zulässige jährliche Dosis von 10 µSv kann i m Vergleich zur natürlichen 
Strahlenbelastung, die in Deutschland durchschnittlich ca. 2  100 µSv pro Kalenderjahr be-
trägt, abhängig vom Wohnort und der individuellen Ernährungs - und Lebensweise jedoch 
von 1 000 µSv bis 10 000 µSv pro Kalenderjahr reicht, als geringfügig angesehen werden. 
(Quelle der Dosiswerte für die natürliche Strahlenbelastung: Bundesamt für Strahlenschutz)  
Für abweichende Entwicklungen ist ein zusätzlicher effektiver Dosiswert von 100 µSv pro 
Kalenderjahr einzuhalten. Dieses abgestufte Vorgehen entspricht dem Ansatz, der beim 
Betrieb von kerntechnischen Anlagen angewandt wird: hier beträgt der Grenzwert für die 
Exposition der Bevölkerung nach § 80 Absatz 1 des Strahlenschutzgesetzes  im Normalbe-
trieb 1  000 µSv pro Kalenderjahr, als Störfallplanungswert sind jedoch nach § 104 Absatz 
1 Nr. 1 der Strahlenschutzverordnung 50 000 µSv zulässig, also das 50-fache der im Nor-
malbetrieb zulässigen Jahresdosis. Für Endlager ist bei abweichenden Entwicklungen je-
doch nur das Zehnfache des Dosiswertes für zu erwartende Entwicklungen zulässig 
(100 µSv statt im Bereich von 10  µSv).

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Zu Absatz  3 
In den baulichen und technischen Komponenten des Endlagersystems, wie Schacht- und 
Streckenabdichtungen oder Verfüllmaterial, sowie im umliegenden Wirtsgestein kommen 
gewisse Radionuklide natürlicherweise vor. Dies sind beispielsweise Kalium -40 im natürli-
chen Isotopengemisch von Kalium , welches in zahlreichen häufig vorkommenden Minera-
lien enthalten ist, oder verschiedene Uranisotope, die insbesondere Bestandteil von Kris-
tallingesteinen sein können. Deren mögliche Mobilis ierung und Migration ist getrennt von 
der Abschätzung der durch die Radionuklide aus den radioaktiven Abfällen verursachten 
Dosis nach Absatz 1 zu betrachten. Dementsprechend sind sie auch nicht für die Dosis-
werte nach Absatz 2 zu berücksichtigen, vielmehr  sind hier die Regelungen für sonstige 
bergbauliche und industrielle Hinterlassenschaften nach § 148 des Strahlenschutzgesetzes 
anzuwenden. 
Zu § 6 (Ausschluss von Kritikalität)  
Zu Absatz  1 
Die Möglichkeit einer selbst tragenden Kettenreaktion (Kritikalität) des in den eingelagerten 
hochradioaktiven Abfällen enthaltenen spaltbaren Materials ist auszuschließen, da eine sol-
che Reaktion die Sicherheit des Endlagers fundamental beeinträchtigen würde. Auf Grund 
der in einem solchen Fall zu erwarteten hohen Energiefreisetzung wäre davon auszugehen, 
dass die abfallnahen Barrieren des Endlagersystems ihre vorgesehene Funktion nicht mehr 
erfüllen können. 
Der geforderte Ausschluss von Kritikalität für den gesamten Betriebs - und Stilllegungszeit-
raum sowie für zu erwartende und abweichende Entwicklungen im Nachweiszeitraum geht 
dabei weit über das internationale Regelwerk hinaus. In den einschlägigen Regelungen 
nach SSR -5 und SSG -14 der IAEA ist ein stringenter Nachweis der Unterkritikalität nur für 
den Betrieb szeitraum erforderlich; für die Nachverschlussphase sind Betrachtungen aus-
reichend, die eine Unterkritikalität auch langfristig erwartbar erscheinen lassen.  
Zu Absatz  2 
Als Indikator für den Nachweis der Unterkritikalität dient der Neutronenmultiplikationsfaktor, 
der die mittlere Anzahl der durch eine Kernspaltung ausgelösten Folgespaltungen angibt. 
Ist dieser Faktor kleiner als 1, l iegt keine Kritikalität vor. Der hier festgelegte Grenzwert von 
0,95 enthält dementsprechend einen Sicherheitszuschlag. Einzelheiten zur Berechnung 
des Neutronenmultiplikationsfaktors aus der Anordnung des spaltbaren Materials und wei-
teren beeinflussenden Größen sind in Anlage 1 aufgeführt. 
Zu Abschnitt  3 (Sicherheitskonzept und Auslegung des Endlagers)  
Zu § 7 (Sicherheitskonzept)  
Zu Absatz  1 
Das Sicherheitskonzept eines Endlagersystems gibt die wesentliche Strategie wieder, mit 
der der sichere Einschluss der radioaktiven Abfälle und damit die übergeor dneten Schutz-
ziele erreicht werden sollen. Es umfasst insbesondere die wesentlichen Barrieren und ihr 
Zusammenwirken unter Ausnutzung der geologischen und sonstigen Standortgegebenhei-
ten. 
Dabei ist von den Ergebnissen der umfassenden vorläufigen Sicherheit suntersuchung für 
den Endlagerstandort im vorgelagerten Standortauswahlverfahren auszugehen, da der 
Standort maßgeblich auf der Grundlage dieser vorläufigen Sicherheitsuntersuchung aus-
gewählt wurde. Insbesondere wurde der vorläufigen Sicherheitsuntersuchung ein vorläufi-
ges Sicherheitskonzept zu Grunde gelegt, an Hand dessen die Sicherheit des Standortes

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untersucht wurde. Insofern ist der Endlagerstandort unter Annahme eines vorläufigen Si-
cherheitskonzeptes ausgewählt worden, weshalb eben dieses vorläufige S icherheitskon-
zept maßgeblich für das der Genehmigung des Endlagers zu Grunde zu legende Sicher-
heitskonzept ist.  
Dies entspricht auch der Anforderung der schrittweisen Optimierung des Sicherheitskon-
zeptes nach § 26 Absatz 3 Nr. 3 StandAG, die auf eine Kont inuität des Sicherheitskonzep-
tes über Standortauswahlverfahren, Errichtung, Betrieb und Stilllegung des Endlagers –  
entsprechend dem jeweiligen Verfahrens - und Kenntnisstand – abzielt. Vor jedem wesent-
lichen Schritt in der Realisierung des Endlagers ist zudem zu zeigen, dass die Optimierung 
des Sicherheitskonzeptes entsprechend dem jeweiligen Verfahrens - und Kenntnisstand im 
Sinne von § 22 Absatz 2 abgeschlossen ist. 
Zu Absatz  2 
Die maßgeblichen Informationen, die für die Entwicklung eines Sicherheitskonzeptes für ein 
Endlager erforderlich sind, betreffen die Menge und Eigenschaften der radioaktiven Abfälle, 
die zu entsorgen sind, die Eigenschaften des für das Endlager vorgesehenen Standor tes 
und seine voraussichtliche Entwicklung im Nachweiszeitraum. Daraus sind die Maßnahmen 
zu entwickeln, die den sicheren Einschluss der Radionuklide in den radioaktiven Abfällen 
sicherstellen. 
Hinsichtlich der zukünftigen Entwicklung des Endlagersystems s ind die zu erwartenden Ent-
wicklungen zu Grunde zu legen. Diese zeichnen sich dadurch aus, dass davon auszugehen 
ist, dass sie die tatsächliche Entwicklung abdeckend beschreiben. Daher ist das Sicher-
heitskonzept im Hinblick auf diese Entwicklungen zu erstellen. Die weiteren Entwicklungen 
nach § 3 sind vornehmlich im Rahmen der Optimierung des Sicherheitskonzeptes zur Stei-
gerung seiner Robustheit zu berücksichtigen. Dies darf jedoc h nicht dazu führen, dass die 
Sicherheit des Endlagers für die zu erwartenden Entwicklungen konterkariert wird. Entspre-
chende Regelungen finden sich auch in § 22 bezüglich der Optimierung des Endlagersys-
tems.  
Zu Absatz  3 
Zentral für den sicheren Einschluss der radioaktiven Abfälle sind die für das Endlager vor-
gesehenen Barrieren und ihr Zusammenwirken. Dementsprechend bilden diese den Kern 
des Sicherheitskonzeptes. Ein wesentliches Qualit ätsmerkmal der Barrieren ist ihre Robust-
heit, auf die daher in besonderem Maße hinzuwirken ist. 
Zu Absatz  4 
Errichtung, Betrieb und Stilllegung des Endlagers haben den Zweck, die für den langfristi-
gen sicheren Einschluss erforderlichen Maßnahmen umzusetzen und sind dementspre-
chend im Sicherheitskonzept zu planen. Darüber hinaus ist während dieser aktiven Maß-
nahmen natürlich auch die Sicherheit von Personal und Betrieb zu gewährleisten. Hi er sind 
neben allgemeinen Aspekten des Arbeitsschutzes speziell die Bereiche des Strahlenschut-
zes sowie der bergtechnischen Sicherheit zu beachten. 
Zu Absatz  5 
Die Rückholbarkeit bereits  eingelagerter Endlager gebinde während der Betriebsphase so-
wie Vorkehrungen zur Ermöglichung einer Bergung für 500 Jahre nach dem geplanten Ver-
schluss des Endlagers sind nach § 26 Absatz 2 Nr. 3 vorzusehen und daher im Sicherheits-
konzept zu berücksichtigen.  Spezifische Anforderungen für diese beiden Aspekte finden 
sich in §§ 9 und 10.

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Zu Absatz  6 
Neben der kerntechnischen Sicherheit des Endlagers sind insbesondere bis zu seinem Ver-
schluss  auch der Schutz vor Störmaßnahmen und sonstigen Einwirkungen Dritter sowie die 
Überwachung von Kernmaterial im Sicherheitskonzept zu integrieren. Dabei sind jeweils 
die einschlägigen Regelungen zu beachten. 
Zu § 8 (Auslegung des Endlagers)  
Zu Absatz  1 
Die Auslegung des Endlagers ist die konkrete technische Planung, nach der das Sicher-
heitskonzept nach § 7 realisiert wi rd. Während das Sicherheitskonzept auf einer zu weiten 
Teilen qualitativ -argumentativen Ebene beschrieben wird, umfasst die Auslegung quantita-
tiv alle Abmessungen, vorgesehenen technischen Einrichtungen, geplanten Abläufe, Qua-
litätsanforderungen usw., die für eine konkrete Bauplanung des Endlagers erforderlich sind. 
Die wesentlichen Aspekte sind unter den Nummern 1 bis 5 aufgeführt. 
Zu Absatz  2 
Die geologischen Eigenschaften des Endlagerstandortes tragen entscheidend zum siche-
ren Einschluss der radioaktiven Abfälle bei. Dementsprechend hat sich die Auslegung des 
Endlagers an detaillierten Angaben zu den lokalen geologischen Gegebenheiten zu orien-
tieren, die im Rahmen der Standorterkundung gewonnen wurden. So müssen beispiels-
weise eventuell vorhandene Unregelmäßigkeiten oder andere Besonderheiten im Ge-
steinsaufbau bei der Planung der untertägigen Hohlräume berücksichtigt werden.  
Zu Absatz  3 
Da das Wirtsgestein und insbesondere der vorgesehene einschlusswirksame Gebirgsbe-
reich mit ihren natürlichen geologischen Eigenschaften für den sicheren Einschluss der ra-
dioakti ven Abfälle entscheidend sind, sollen sie so wenig wie möglich gestört werden. 
Künstlich geschaffene Hohlräume im Wirtsgestein stellen mögliche Wegsamkeiten für die 
Ausbreitung von Radionukliden dar und können eine weitere Rissbildung verursachen. Da-
her sollen solche Hohlräume nicht unnötig geschaffen und ihre Ausmaße so gering wie 
möglich gehalten werden. 
Zu Absatz  4 
Aus den o.g. Gründen ist bei der Auffahrung von untertägigen Hohlräumen darauf zu ach-
ten, dass das umgebende Wirtsgestein möglichst wenig beansprucht und somit die Rissbil-
dung und Entfestigung reduziert wird. Der Verschluss der Hohlräume in den geologischen 
Barrieren soll so erfolgen, dass die ursprünglichen Eigenschaften des  Wirtsgesteins so weit 
wie möglich wiederhergestellt werden und somit weitestgehend die Barrierewirkung des 
unversehrten Wirtsgesteins erzielt wird. 
Zu Absatz  5 
Um sich erstellen zu können , dass bei der Stilllegung des Endlagers alle tatsächlich vorhan-
denen Hohlräume fachgerecht verschlossen werden, ist eine Dokumentation aller geschaf-
fenen oder angetroffenen Hohlräume erforderlich. Auch bereits verfüllte oder anderweitig 
verschlossene Hohlräume sind hierbei einschließlich der Art ihrer Verfüllung zu erfassen, 
um nachträglich bewerten zu können, ob eventuelle zusätzliche Verschlussmaßnahmen 
erforderlich sind.

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Zu Absatz  6 
Um einen sicheren Betrieb des Endlagers gewährleisten zu können, müssen die Bedingun-
gen für den sicheren Betrieb aller einzelnen Komponenten des Endlagers bekannt sein. 
Erst auf dieser Grundlage lassen sich auch mögliche Wechselwirkungen zwischen ver-
schiedenen technischen Einrichtungen umfassend hinsichtlich ihrer Sicherheitsrelevanz 
bewerten. 
Zu Absatz  7 
Die Grenztemperatur, die sich an der Oberfläche der eingelagerten Abfallbehälter einstellt, 
hat Einfluss auf die Art und Geschwindigkeit der im Endlager ablaufenden physikalischen 
und chemischen Prozesse und somit auch auf den Einschluss der radioaktiven Abfälle. Sie 
ist daher unter Berücksichtigung der aufgeführten relevanten Faktoren festzulegen und 
durch eine entsprechende Auslegung des Endlagers umzusetzen. Entsprechende Unter-
suchungen sind auch schon im Zuge der vorläufigen Sicherheitsuntersuchungen im Stand-
ortauswahlverfahren anzustellen. Deren Ergebnisse sind an dieser Stelle zu ber ücksichti-
gen, eventuelle Abweichungen beispielsweise auf Grund von neuen Erkenntnissen sind im 
Sinne des transparenten und wissenschaftsbasierten Verfahrens gemäß StandAG zu be-
gründen. 
Zu Absatz  8 
Eine möglichst zügige Entsorgung der vorhandenen radioaktiven Abfälle in einem Endlager, 
das deren Sicherheit auf passive Art und Weise gewährleistet und keine aktive Nachsorge 
erfordert, dient der Vermeidung unzumutbarer Lasten für nachfolgende Generationen. 
Zu Abschnitt  4 (Rückholbarkeit und Ermöglichung einer Bergung)  
Zu § 9 (Rückholbarkeit bereits eingelagerter Endlagergebinde)  
Zu Absatz  1 
Die Forderung nach Rückholbarkeit bereits eingelagerter Endlagergebinde während der 
Betriebsphase des Endlagers, also bis zum Beginn seiner Stilllegung, ergibt sich aus § 26 
Absatz 3 Nr. 3 StandAG. 
Zu Absatz  2 
Falls eine Rückholung eingelagerter Endlagergebinde veranlasst wird, sollen damit keine 
übermäßigen technischen oder zeitlichen Unwägbarkeiten verbunden sein. Dafür erforder-
liche technische Einrichtungen, insbesondere die unter Tage einzusetzenden Maschinen, 
sollten physisch vorhanden und funktionsfähig sein und zeitnah an ihren Einsatzort ge-
bracht werden können. 
Nicht vorzuhalt en sind Lagerungsmöglichkeiten für das gesamte Inventar des Endlagers 
nur für den Fall einer möglichen Rückholung, da diese nach § 2 Nummer 3 StandAG nur 
das Entfernen der Endlagergebinde, nicht aber deren Lagerung umfasst. Im Übrigen ist 
davon auszugehen, dass bei einer eventuellen Rückholung ausreichende Zeitpuffer vor-
handen sind, um entsprechende Lagerungsmöglichkeiten zu schaffen bzw. noch vorhan-
dene zu ertüchtigen. 
Zu Absatz  3 
Die zu erwartenden Entwicklungen des Endlagersystems sind Grundlage für seine Konzep-
tion und Auslegung und es ist davon auszugehen, dass sie die tatsächliche Entwicklung 
des Endlagersystems abdeckend beschreiben. Sie beinhalten aber gemäß §  1 Absatz 4 
StandAG ke ine Rückholung, und somit dürfen Maßnahmen, die der Rückholung dienen,

- 38 - Bearbeitungsstand: 09.04.2019  13:07 Uhr  
entsprechend § 22 Absatz 3 die Sicherheit der radioaktiven Abfälle für zu erwartende Ent-
wicklungen nicht konterkarieren.  
Zu § 10 (Möglichkeit einer Bergung)  
Zu Absatz  1 
Die Forderung nach Vorkehrungen für eine mögliche Bergung der radioaktiven Abfälle für 
einen Zeitraum von 500 Jahren nach dem geplan ten Verschluss des Endlagers ergibt sich 
aus § 26 Absatz 3 Nr. 3 StandAG. 
Zu Absatz  2 
Zu Nummer  1 
Die unter den Buchstaben a bis c aufgeführten Anforderungen richten sich im Wesentlichen 
an die Endlagergebinde. Diese müssen die Anforderungen unter Endlagerungsbedingun-
gen in der Praxis jedoch länger als 500 Jahre erfüllen, nämlich 500 Jahre nach dem ge-
planten Verschluss des Endlagers zuzüglich der für die Stilllegung des Endlagers veran-
schlagten Zeit sowie eines je nach individuellem Einlagerungszeitpunkt größeren oder klei-
neren Anteils der Betriebsphase.  
Zu Buchstabe a 
Die individuelle Auffind- und Identifizierbarkeit der Endlagergebinde dient in Verbindung mit 
der Dokumentation ihrer Beladung nach Nummer 2 Buchstabe b dazu, geborgene Endla-
gergebinde in ihrem Gefahrenpotential bewerten  zu können. 
Zu Buchstabe b 
Durch eine Handhabbarkeit ganzer Endlagergebinde wird übermäßiger technischer Auf-
wand bei ihrer eventuellen Bergung, beispielsweise eine Notwendigkeit der Umverpackung 
oder Konditionierung unter Tage, vermieden.  
Zu Buchstabe c 
Eine Freisetzung radioaktiver Aerosole bei der Handhabung von Endlagergebinden im 
Zuge einer eventuellen Bergung würde eine hohe Dosisbelastung für das zur Bergung ein-
gesetzte Personal bedeuten und ist daher zu vermeiden.  
Zu Nummer  2 
Die Erfüllung der unter den Buchstaben a bis c aufgeführten Anforderungen an die Doku-
mentation relevanter Informationen kann im Genehmigungsverfahren nicht für den gesam-
ten Zeitraum bis 500 Jahre nach dem geplanten Verschluss des Endlagers nachgewiesen 
werden. Es ist jedoch zu zeigen, dass die genannten Maßnahmen für eine möglichst lang-
fristige Verfügbarkeit der Informationen getroffen worden sind. 
Zu Buchstabe a 
Die Informationen über das tatsächlich aufgefahrene Endlagerbergwerk einschließlich sei-
ner Stil llegung dienen in Verbindung mit den Informationen über die prognostizierten mög-
lichen Entwicklungen des Endlagersystems  nach Buchstabe c  der besseren Planbarkeit 
einer eventuellen Bergung.