TY - CONF A1 - Bletzer, Claus W. A1 - Zencker, Uwe A1 - Völzke, Holger A1 - Nehrig, Marko T1 - Strategien zur Bestimmung von Temperaturen von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe T2 - Jahrestagung Kerntechnik 2010 CY - Berlin, Deutschland DA - 2010-05-04 KW - Temperaturprofil KW - Transportbehälter KW - Radioaktive Stoffe PY - 2010 IS - Section 5 / Paper 514 SP - 1 EP - 6 CY - Berlin AN - OPUS4-22604 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Bletzer, Claus Wilhelm A1 - Nehrig, Marko A1 - Feldkamp, Martin A1 - Wille, Frank A1 - Völzke, Holger T1 - Druckaufbau in Behältern mit feuchtem Inventar N2 - Beim Betrieb von Kernkraftwerken fallen kontaminierte feuchte Abfallstoffe, wie z. B. Ionenaustauscherharze an, die in Transport- und Lagerbehältern der Entsorgung zugeführt werden. In Deutschland ist die BAM die zuständige Behörde für die Bauartprüfung von Typ B-Versandstücken. Im Zulassungsverfahren wird die Einhaltung der Schutzziele solcher Verpackungen überprüft. Basis für die Bewertung sind hierbei nationale und internationale gesetzliche Grundlagen sowie Regularien, welche in direkter Linie auf den IAEA SSR-6 [1] basieren. Die BAM ist ebenfalls im Rahmen einer Verwaltungsvereinbarung durch das BfS mit der Behälterbauartprüfung sowie der Beurteilung der qualitätssichernden Maßnahmen auf Grundlage von Kapitel 7 in [3] beauftragt. Typ-B(U) Verpackungen dienen zur Aufnahme verschiedenster radioaktiver oder radioaktiv kontaminierter Inhalte wie Brennelemente, Core-Bauteile, Rückbaurückstände oder belasteter Reinigungs- und Hilfsstoffe. In den meisten Fällen werden trockene bzw. getrocknete Inhalte verpackt. Potentiell feuchte oder nasse Inhalte wie z.B. Verdampferkonzentrate werden oftmals innerhalb der Verpackung getrocknet und können somit als trockene Inhalte behandelt werden. Beladene Ionenaustauscherharze werden i.d.R. mittels Transportwasser in die Verpackung eingespült und nur entwässert, aber nicht getrocknet. Die BAM war bereits in verschiedenen Zulassungsverfahren für Behälter mit feuchtem radioaktivem Inventar involviert. Bezüglich des Konrad Endlagers sind solche Verpackungen für feuchte, nicht Wärme entwickelnden Inhalte in der Regel als „Störfallfest verpackte Abfälle der Abfallbehälterklasse II [ABK II] mit spezifizierter Leckrate“ klassifiziert. In diesem Beitrag soll direkt Bezug zu den thermischen Prüfungen genommen werden. Im Transportfall sind hierbei die Unfallbeförderungsbedingungen zu unterstellen, die neben den mechanischen Prüfungen ein den Behälter vollständig einhüllendes Feuer von mindestens 800°C über 30 Minuten sowie der notwendigen Abkühldauer vorschreiben. Für eine geplante Endlagerung der Behälter ist im Zuge der Endlager-Bauartprüfung eine Branddauer von 60 Minuten mit nachfolgender 24-stündiger Abkühlphase unter abweichenden Randbedingungen gegenüber den verkehrsrechtlichen Regelwerksanforderungen zu beachten ([2] Kap. 5.3.). Bei einer möglichen Vorgehensweise zur Bestimmung des Druckaufbaus in einem Behälter aus den vorgeschriebenen Feuertests wird zuerst die Temperaturverteilung im Inhalt über den Zeitraum des Brands sowie der Abkühlphase berechnet. Der hier betrachtete Inhalt, der lediglich entwässert, aber nicht getrocknet ist, besteht sowohl aus gesättigtem Ionenaustauscherharz als auch aus einem geringen Anteil an freiem Wasser. Die Verdampfung von Wasser ist dabei ein kritischer Prozess der zum Druckaufbau im Behälter führt. Zur Einschätzung der aus dem thermischen Lastfall resultierenden Beanspruchungen des Behälters bis hin zur Gefährdung seiner Dichtheit und Integrität können sowohl rechnerische, als auch experimentelle Methoden Anwendung finden. Während sich die durch eine Brandbeanspruchung einstellenden Temperaturen in der Verpackung relativ genau berechnen lassen, erweist sich die Bestimmung der Temperatur- und Druckverteilung im Inventar aufgrund des komplexen thermischen und strömungsdynamischen Verhaltens als Herausforderung. Dabei ist der Wärmeübergang von der Behälterinnenwand in das Inventar sowie das thermische Verhalten des Inventars als inhomogen zu erhitzendes Gemisch aus Feststoffen, Fluiden (z.B. Wasser) und Gasen sehr komplex. Diese Vorgänge bestimmen jedoch den resultierenden und für die Sicherheitsbewertung maßgebenden Druckaufbau im Behälterinnenraum. Unter Berücksichtigung von Konvektion, Wärmeleitung und -strahlung werden thermische Zustände für den gewählten generischen Behälter aufgezeigt und die Effekte hinsichtlich Verdampfung und Druckaufbau erklärt. Anschließend werden zwei Ansätze zur Bestimmung des Partialdrucks durch Verdampfung im Behälter aufgezeigt. Para 663 und Para 664 der IAEA SSR-6 [1] der Transportbedingungen besagen, das - je nach Auslegung - der Feuertest bereits mit einem Innendruck von bis zu 700 kPa begonnen wird. Die beim Feuertest entstehenden Überdrücke müssen dann zum max. Auslegungsdruck hinzugefügt werden und der Behälter muss den Nachweis der Integrität mit den durch die Hitze reduzierten Werkstoffkennwerten des Behälters (Körper, Deckel, Verschlusssystem, Dichtung) nach der Vorschädigung durch die mech. Unfalltests erbringen. Bezüglich der Endlagerung besagt die Endlagerungsbestimmung [3] in Kap. 7.1.4.2.4, dass das “…Abfallprodukt so beschaffen sein muss, das bei der gemäß Unterkapitel 7.1.5.6 durchzuführenden thermischen Prüfung der maximal auftretende Innendruck 15 bar beträgt.”. T2 - KONTEC 2013 - 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiverBetriebs- und Stilllegungsabfälle' CY - Dresden, Germany DA - 13.0,3.2013 KW - Druckaufbau KW - Radioaktive Abfälle KW - Endlager PY - 2013 IS - Sektion 4 / Vortrag 031 SP - 1 EP - 11 AN - OPUS4-28094 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Bletzer, Claus Wilhelm A1 - Nehrig, Marko A1 - Feldkamp, Martin A1 - Wille, Frank A1 - Völzke, Holger T1 - Pressure build up in casks containing wet waste T2 - KONTEC 2013 - 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiverBetriebs- und Stilllegungsabfälle' CY - Dresden, Germany DA - 2013-03-13 KW - Pressure build up KW - Radioactive waste KW - Disposal PY - 2013 IS - Sektion 4 / Vortrag 031 SP - 1 EP - 10(?) AN - OPUS4-28095 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Bletzer, Claus Wilhelm A1 - Zencker, Uwe A1 - Völzke, Holger A1 - Koch, Frank T1 - Asymmetrische Temperaturprofile in Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe T2 - Jahrestagung Kerntechnik CY - Dresden, Deutschland DA - 2009-05-12 KW - Temperaturprofil KW - CFD-Berechnung KW - Transportbehälter KW - Radioaktive Stoffe PY - 2009 SP - 1 EP - 5(?) CY - Dresden AN - OPUS4-19431 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Botsch, W. A1 - Smalian, S. A1 - Hinterding, P. A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Kasparek, Eva Maria T1 - Dual purpose cask safety evaluation - Expertise in dry storage N2 - In Germany dual purpose casks for spent nuclear fuel (SF) or high level radioactive waste (HLW) are used for safe transportation and interim storage. Key safety issues in both fields are the safe enclosure of the radioactive material, the safe removal of decay heat, securing nuclear criticality safety, limitation of radiation exposure to acceptable levels and keeping it as low as reasonable achievable (ALARA principle). Whereas these safety requirements during transportation are ensured by the Type-B(U)-design testing and approval procedure on basis of internationally agreed IAEA (International Atomic Energy Agency) requirements storage licenses are issued on national and site specific safety analyses. This paper presents experiences from recent interim storage safety evaluation and licensing procedures in Germany on basis of a Type-B(U) certified cask designs concerning specific differences from Operation and accident conditions inside the storage facility. The focus is laid on the interaction of cask and building structures with regard to shielding, heat removal and accident analyses including aircraft crash. Basic safety is assured by thick-walled metal casks with monitored double lid Systems. They also reduce radiation to levels where workers can safely operate and maintain the casks inside the storage facility. The storage building e. g. provides additional shielding and protection against extemal hazards depending on the building construction. In addition, the storage building helps to reduce radiation levels at the boundary of the storage site well below regulatory limits given by the German Radiation Protection Ordinance (StrSchV). T2 - PATRAM 2013 - 17th International symposium on the packaging and transportation of radioactive materials CY - San Francisco, CA, USA DA - 18.08.2013 KW - Dual purpose cask KW - Long-term storage PY - 2013 SP - 1 EP - 8 PB - Omnipress AN - OPUS4-30235 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Dittrich, Matthias A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger T1 - Präzisierung der Prüfanforderungen an Stahlblechcontainer für das Endlager Konrad N2 - Abfallgebinde, die im Endlager Konrad eingelagert werden sollen, müssen die Anforderungen und Kriterien erfüllen, die in den Endlagerungsbedingungen (SE-IB-29/08-Rev-1 [1]) und in der Produktkontrolle (SE-IB-30/08-Rev-1) festgelegt sind. Die Qualifizierung der Abfallbehälter erfolgt auf dieser Grundlage in Form von Bauartprüfungen, die von der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) im Auftrag des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) durchgeführt werden. Darüber hinaus sind die im Hinblick auf Behälterbauartprüfungen relevanten Nebenbestimmungen aus dem Planfeststellungsbeschluss für das Endlager Konrad zu berücksichtigen. Zur besseren Anwendbarkeit werden diese Nebenbestimmungen in die Endlagerungsbedingungen und die Produktkontrolle eingearbeitet. Begleitend ist als Hilfestellung für die Abfallablieferer und Behälterhersteller ein Leitfaden geplant, der praktikable Nachweisstrategien aufzeigt und, soweit erforderlich, Hintergrundinformationen zu den Spezifikationen der Regelwerke liefert. Die BAM ist vom BfS beauftragt, hierfür Vorschläge zu entwickeln und Empfehlungen abzugeben. T2 - KONTEC 2015 - 12. Internationales Symposium "Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle" CY - Dresden, Germany DA - 25.03.2015 PY - 2015 SP - Paper 090, 786 EP - 794 AN - OPUS4-33020 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Dittrich, Matthias A1 - Kasparek, Eva-Maria A1 - Völzke, Holger T1 - Legacy waste containers for low and intermediate level radioactive waste in Germany - Actual situation and challenges –17070 N2 - Low and intermediate level radio active waste has been produced in Germany for several decades. While a part of the waste had been deposited in the Morleben repository and the Asse mine which have been operated for just a limited period of time, the major amount is conditioned and packaged in temporarily stored waste containers. Those containers are designated for final disposal in the KONRAD repository being currently under construction and expected to start operation in 2022. As a consequence, an assessment of the waste container documentation and safety is strongly needed to receive an approval for the KONRAD repository. This requalification is challenging because those old containers have to meet the same safety requirements as new containers. T2 - WasteManagement Symposia 2017 CY - Phoenix, USA DA - 05.03.2017 KW - Radioactive waste container KW - Konrad KW - Repository PY - 2017 UR - https://www.xcdsystem.com/wmsym/2017/028.html#17070 SP - Paper 17070, 1 EP - 14 AN - OPUS4-40326 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Dreisvogt, H. A1 - Droste, Bernhard A1 - Völzke, Holger A1 - Probst, Ulrich T1 - Dry interim spent fuel storage casks - Licensing, evaluation and operational experience T2 - International symposium on safety and engineering aspects of spent fuel storage CY - Vienna, Austria DA - 1994-10-10 PY - 1995 IS - IAEA-SM-335/35 SP - 355 EP - 368 CY - Vienna, Austria AN - OPUS4-21728 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Droste, Bernhard A1 - Gogolin, B. A1 - Rödel, R. A1 - Völzke, Holger A1 - Kowalewsky, Helmut T1 - Die sicherheitstechnische Prüfung von Tranport- und Lagerbehältern für abgebrannte Kernbrennstoffe T2 - Jahrestagung Kerntechnik `98 CY - München, Deutschland DA - 1998-05-26 PY - 1998 SN - 0720-9207 SP - 279 EP - 282 PB - Inforum AN - OPUS4-21607 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Droste, Bernhard A1 - Gogolin, Bernd A1 - Völzke, Holger A1 - Quercetti, Thomas A1 - Günther, Burkhard T1 - Extended drop tests of DCI casks with artificial flaws demonstrating the existing safety margins PY - 1995 SN - 0957-476X VL - 6 IS - 2/3 SP - 177 EP - 182 PB - Nuclear Technology Publ. CY - Ashford, Kent AN - OPUS4-21732 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -