TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Probst, Ulrich T1 - Advanced investigations to evaluate spent fuel cask safety for extended storage periods T2 - INMM Institute of Nuclear Materials Management: 50th Annual Meeting CY - Tucson, AZ, USA DA - 2009-07-12 PY - 2009 AN - OPUS4-19650 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Nieslony, Gregor A1 - Hagenow, Peter T1 - Approval of Existent Waste Packages and New Package Designs in Preparation for the KONRAD Repository - 8092 T2 - 34th Annual Waste Management Conference & Exhibition (WM2008) CY - Phoenix, Arizona, USA DA - 2008-02-24 KW - Behälter KW - Behälterprüfung KW - Endlager KW - Radioaktive Stoffe KW - Qualitätssicherung KW - Sicherheit PY - 2008 SP - 1 EP - 9 AN - OPUS4-17990 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Waste Container Design Testing and Qualification for the KONRAD Repository T2 - 5th International Seminar on Radioactive Waste Products (RADWAP 2008) CY - Würzburg, Germany DA - 2008-10-27 PY - 2008 AN - OPUS4-18272 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Aspekte der sicherheitstechnischen Begutachtung von Zwischen- und Endlagerbehältern T2 - 1. RAM-Behältersicherheitstage 2009 CY - Berlin-Horstwalde, Germany DA - 2009-03-26 PY - 2009 AN - OPUS4-19149 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Probst, Ulrich T1 - Advanced investigations to evaluate spent fuel cask safety for extended storage periods T2 - 50th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM) CY - Tucson, Arizona, USA DA - 2009-07-12 KW - Behälter KW - Beständigkeit KW - Sicherheit KW - Dichtungen KW - Polymere KW - Lagerung KW - Radioaktive Stoffe PY - 2009 SP - 1 EP - 10 AN - OPUS4-20707 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Qualifikation von Behältern für das Endlager Konrad T2 - 7. Expertentreffen Strahlenschutz; TÜV SÜD CY - Lindau, Germany DA - 2010-03-03 PY - 2010 AN - OPUS4-20971 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Völzke, Holger T1 - Countdown für Konrad KW - Endlager KW - Radioaktive Stoffe KW - Behälter KW - Bauartprüfung KW - Sicherheit PY - 2010 SN - 0016-5808 VL - 2 SP - 28 EP - 31 PB - Storck CY - Hamburg AN - OPUS4-20914 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - The German aging management approach for dry spent fuel storage in dual purpose casks N2 - Since the decision by the German government to face out nuclear electricity generation the total amount of spent nuclear fuel and high level wastes from reprocessing is limited and well determined. In addition the siting and licensing procedure to establish a final repository has been ruled by a new law in the mid of 2013 and further delays are very likely until a deep geological repository may start its operation. In the meantime dry interim storage in dual purpose casks being permanently certified for interim storage as well as transportation is the established technical solution. Several on-site as well former centralized facilities are operated successfully for many years but storage licenses are generally limited to 40 years and future lifetime extensions are predictable. Permanent aging management for storage facilities and casks is necessary to demonstrate compliance with safety requirements and furthermore to gain relevant data and information about the technical conditions of the facilities and their components for future lifetime extensions. For that reason procedures and measures are currently improved and the approach is explained in this paper. In addition, the current status and latest experiences concerning periodic safety inspections and aging management measures are discussed. T2 - PSAM 12 - Probabilistic safety assessment and management CY - Honolulu, Hawaii, USA DA - 22.06.2014 KW - Interim storage KW - Dual purpose casks KW - Spent nuclear fuel KW - Aging management PY - 2014 SP - T06 - Doc.183, 1-7 AN - OPUS4-32250 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 - JOUR A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Probst, Ulrich A1 - Nagelschmidt, Sven A1 - Schulz, Sebastian T1 - Long term performance of metal seals for transport and storage casks N2 - Dual purpose casks for the transportation and storage of spent nuclear fuel and other radioactive materials require very high leak tightness of lid closure systems under accident conditions as well as in the long term to prevent activity release. For that purpose metal seals of specific types with an inner helical spring and outer metal liners are widely used and have shown their excellent performance if certain quality assurance requirements for fabrication and assembling are satisfied. Well defined surface roughness, clean and dry inert conditions are therefore essential. No seal failure in a loaded cask happened under these conditions until today. Nevertheless, the considered and licensed operation period is limited and all safety assessments have been performed and approved for this period of time which is 40 years in Germany so far. However, in the meantime longer storage periods might be necessary for the future and therefore additional material data will be required. BAM is involved in the qualification and evaluation procedures of those seals from the early beginning. Because long term tests are always time consuming BAM has early decided to perform additional tests with specific test seal configurations to gain a better understanding of the long term behaviour with regard to seal pressure force, leakage rate and useable resilience which is safety relevant mainly in case of accidental mechanical loads inside a storage facility or during a subsequent transport. Main test parameters are the material of the outer seal jacket (silver or aluminium) and the temperature. This paper presents the BAM test program including an innovative test mock-up and most recent test results. Based on these data extrapolation models to extended time periods are discussed, and also future plans to continue tests and to investigate seal behaviour for additional test parameters are explained. KW - Metal Seal KW - Spent Fuel KW - Storage KW - Ageing KW - Cask KW - Leak tightness PY - 2014 U6 - https://doi.org/10.1179/1746510914Y.0000000057 SN - 1746-5095 SN - 1746-5109 SN - 0957-476X VL - 25 IS - 1 SP - 8 EP - 15 PB - Ramtrans Publ. CY - Ashford AN - OPUS4-32327 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Update of the ESCP International Data Gap Analyses T2 - 30th INMM Spent Fuel Management Seminar CY - Arlington, VA, USA DA - 2015-01-12 PY - 2015 AN - OPUS4-32445 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Spent Fuel Management in Germany - Technical Perspectives and Challenges T2 - 26th Annual Regulatory Information Conference RIC2014 CY - North Bethesda, MD, USA DA - 2014-03-11 PY - 2014 AN - OPUS4-30681 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Extended Storage Collaboration Programm (ESCP) International Subcommittee Report T2 - EPRI ESCP Meeting CY - St. Petersburg, FL, USA DA - 2014-05-05 PY - 2014 AN - OPUS4-31030 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Entsorgung der Brennelemente in Deutschland T2 - VdTÜV Forum Kerntechnik CY - Berlin, Germany DA - 2014-03-17 PY - 2014 AN - OPUS4-30680 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Overwiev about BAM T2 - Argonne National Laboratories (ANL) - BAM Workshop CY - Argonne, IL, USA DA - 2014-10-15 PY - 2014 AN - OPUS4-32309 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Present Status of Spent Fuel Management in Germany T2 - INMM Spent Fuel Management Seminar XXIX CY - Arlington, VA, USA DA - 2014-01-13 PY - 2014 AN - OPUS4-30712 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Update on Extended Storage Activities and International Data Gap Report - Germany T2 - Extended Storage Collaboration Program (ESCP) Main Meeting and International Subcommittee Meeting #12 CY - Charlotte, NC, USA DA - 2014-12-02 PY - 2014 AN - OPUS4-32313 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Update on Extended Storage Activities ans International Data Gap Report - Germany T2 - Extended Storage Collaboration (ESCP) International Subcommitttee Meeting #11 CY - Tokyo, Japan DA - 2014-11-10 PY - 2014 AN - OPUS4-32310 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - EPRI ESCP International Subcommitee Report T2 - Extended Storage Collaboration Program (ESCP) International Subcommittee Meeting #11 CY - Tokyo, Japan DA - 2014-11-10 PY - 2014 AN - OPUS4-32312 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Spent Fuel Management in Germany T2 - 30th INMM Spent Fuel Management Seminar CY - Arlington, VA, USA DA - 2015-01-12 PY - 2015 AN - OPUS4-32446 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Long Term Storage of Spent Nuclear Fuel and HLW in Dual Purpose Casks Towards Disposal - Challenges and Perspectives T2 - International Conference on Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors - An Integrated Approach to the Back-End of the Fuel Cycle CY - Vienna, Austria DA - 2015-06-15 PY - 2015 AN - OPUS4-33427 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - GEN A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Kasparek, Eva Maria T1 - Beitrag zu den Anforderungen an die Beschaffenheit von Endlagerbehältern hinsichtlich ihrer Rückholbarkeit und Bergbarkeit N2 - Die Bundesanstalt für Materialforschung und –prüfung (BAM) wurde von der AG 3 der Kommission Lagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe gebeten, Anforderungen an Behälter für die Endlagerung hoch radioaktiver Abfallstoffe im Hinblick auf ih-re Rückholbarkeit während des Endlagerbetriebes und ihre Bergbarkeit nach Ver-schluss des Endlagers über einen Zeitraum von 500 (bis 1.000 ?) Jahren darzu-stellen. Die BAM kommt diesem Wunsch auf der Grundlage ihrer langjährigen Er-fahrungen und Fachkenntnisse auf den Gebieten der Bauartprüfung und der si-cherheitstechnischen Begutachtung von Transport- und Lagerbehältern für radio-aktive Stoffe nach. PY - 2015 UR - https://www.bundestag.de/blob/396206/f0a6276f4e2741c3022afb8ce64c0689/drs_047-data.pdf SP - 1 EP - 12 AN - OPUS4-35104 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Zusätzliche Anforderungen und Sicherheitsnachweise für eine verlängerte Zwischenlagerung von BE- und HAW-Behältern N2 - Bisherige Betriebserfahrungen und Erkenntnisse lassen die grundsätzliche Eignung der Transport- und Lagerbehälter auch über 40 Jahre hinaus erwarten. Eine Verlängerung der genehmigten Zwischenlagerdauer erfordert eine Neugenehmigung. Hierbei sind die zu diesem Zeitpunkt sicherheitstechnisch relevanten Eigenschaften der tatsächlich vorhandenen Inventare und Behälter zu berücksichtigen. Sicherheitstechnische Nachweise sind auf Grundlage belastbarer Daten und Erkenntnisse zu führen. Diese müssen rechtzeitig verfügbar sein (z.B. Betriebserfahrungen oder zusätzliche F&E-Programme z.B. zu Behälterdichtsystemen oder Inventarverhalten). Alterungsmanagementprogramme und periodische Sicherheits-überprüfungen während der Zwischenlagerung haben sowohl für die verlängerte Zwischenlagerung als auch für nachfolgende Transporte eine erhebliche Bedeutung.Die Schaffung eines spezifischen Regelwerks für die verlängerte Zwischenlagerung von Transport- und Lagerbehältern und deren nachfolgendem Abtransport unter Berücksichtigung der Anforderungen aus beiden Verwendungsbereichen erscheint sinnvoll. Eine verlängerte Zwischenlagerung dient ausschließlich der Überbrückung bis zur Endlagerung. Hierbei sollten die bestehenden Behälter und Inventare frühzeitig in die Überlegungen zur Definition von Anforderungen für die Endlagerung einbezogen werden. Die internationalen Entwicklungen und Untersuchungen im Bereich der längerfristigen Zwischenlagerung sollten zur Nutzung von Synergieeffekten weiter verfolgt, ausgewertet und mitgestaltet werden. T2 - Endlager-Symposium 2016 CY - Munich, Germany DA - 04.02.2016 KW - Verlängerte Zwischenlagerung KW - Extended interim storage KW - Bestrahlte Brennelemente KW - Spent Nuclear Fuel KW - Behälter für radioaktive Stoffe KW - Radioactive waste containers PY - 2016 AN - OPUS4-35413 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Qiao, Linan A1 - Zencker, Uwe A1 - Völzke, Holger ED - Brandt, A. M. ED - Olek, J. ED - Glinicki, M. A. ED - Leung, C.K.Y. ED - Lis, J. T1 - Crushable foam model with pressure and stress-triaxiality dependent damage mechanisms for damping concrete N2 - Damping concrete with high energy absorption capability consists of a cement matrix with embedded small polystyrene balls and is investigated experimentally and numerically under high static compression with and without clamping. A material model is derived which describes the fundamental effects of damping concrete like non-linear elastic-plastic behaviour, volume change, volume strain dependent hardening as well as shear failure with an adequate description of damage initiation and evolution. The suggested material model is validated by simulation of penetration tests. T2 - BMC-11, International Symposium on Brittle Matrix Composites CY - Warsaw, Poland DA - 28.09.2015 KW - Damping concrete KW - Impact load KW - Crushable foam material model KW - Damage PY - 2015 SN - 978-83-89687-96-8 SP - 269 EP - 277 PB - Inst Fundamental Technological Research, Polish Acad Sciences CY - Warschau AN - OPUS4-34613 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Research activities at BAM related to extended spent fuel and HLW storage N2 - This presentation starts with a brief overview about the current situation of spent nuclear fuel and high level waste storage in Germany followed by a discussion of the expected timeline towards final disposal. Furthermore an overview is presented about research programmes for radioactive waste disposal and also extended interim storage issues due to the delay of the national repository siting procedure. In the second part of the presentation BAM research activities related to extended interim storage are addressed. This includes the status and preliminary results of proactive R&D projects concerning metal seals, degradation effects of polymers used as neutron shielding materials and finally elastomer seals. T2 - RIC 2016 - 28th Annual regulatory information conference CY - North Bethesda, Maryland, USA DA - 08.03.2016 KW - Spent Fuel KW - Extended interim storage KW - Radioactive waste KW - Degradation effects PY - 2016 UR - https://ric.nrc-gateway.gov/docs/abstracts/volzkeh-w22-hv.pdf AN - OPUS4-35614 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe A1 - Qiao, Linan A1 - Völzke, Holger T1 - Dynamic finite element analysis of cask handling accidents at storage sites N2 - The safety assessment of casks for radioactive material at interim storage facilities or in final repositories includes the investigation of possible handling accidents if clearly defined test conditions are not available from the regulations. Specific handling accidents usually are the drop of a cask onto the transport vehicle or the floor as well as the collision with the wall of the storage building or another cask. For such load cases an experimental demonstration of cask safety would be difficult. Therefore, numerical analyses of the entire load scenario are preferred. The lessons learnt from dynamic finite element analyses of accident scenarios with thick-walled cubical containers or cylindrical casks are presented. The dependency of calculation results on initial and boundary conditions, material models, and contact conditions is discussed. Parameter sets used should be verified by numerical simulation of experimentally investigated similar test scenarios. On the other hand, decisions have to be made whether a parameter or property is modeled in a realistic or conservative manner. For example, a very small variation of the initial impact angle of a container can cause significantly different stresses and strains. In sophisticated cases an investigation of simpler limit load scenarios could be advantageous instead of analyzing a very complicated load scenario. T2 - ASME 2015 Pressure vessels & piping conference - PVP2015 CY - Boston, Massachusetts, USA DA - 19.07.2015 KW - Finite element method KW - Simulation KW - Cask handling accident KW - Interim storage PY - 2015 SN - 978-0-7918-5702-1 SP - Paper 45606, 1 EP - 10 AN - OPUS4-34937 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe A1 - Qiao, Linan A1 - Völzke, Holger T1 - Strategies for numerical modelling of metal gaskets in transport and storage casks N2 - Metal gaskets in the lid system of transport and storage casks for radioactive material have to guarantee leak-tightness and safe enclosure of the radioactive inventory under normal and accident conditions during transport, in case of accidents and for the longterm interim storage. For safety assessments by nurnerical simulation of the thermomechanical behaviour of a lid system with metal gaskets, the finite element method offers three options to use: i) special gasket elements, ii) complex three-dimensional modeHing with solid elements, and iii) a simplified axisymmetric approach. Gasket elements can be adjusted by many parameters, but they give only a global representation of the experimentally observed gasket behaviour. For calculations of the entire cask including the lid system with gaskets, nonetheless this approach is recommended. To investigate the hardly measurable impact behaviour in detail or to extrapolate the long-term behaviour, a local modeHing of all parts of a gasket and their interactions with effects like elastic-plastic deformation, creep, relaxation, and friction is necessary. The three-dimensional model can describe the change of contact area between outer jacket of the gasket and flange dependent on the load conditions, what overcomes an essential limitation of special gasket elements. To simplify the problern of investigating the underlying physical effects, an axisymmetric lid system can be modelled with axisymmetric finite elements. Usually an approximation is only necessary for the helical spring of a metal gasket. This paper explains basic ideas for an adequate finite element simulation of cask lid systems with metal gaskets and their thermo-mechanical behaviour under specific load scenarios. T2 - RAMTRANSPORT 2015 - International conference on the radioactive materials transport and storage CY - Oxford, UK DA - 19.05.2015 KW - Metal gasket KW - Finite element method KW - Simulation PY - 2015 SP - Paper RAM15-27, 1-9 AN - OPUS4-34938 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar T1 - Behälterfertigung - Qualitätsüberwachung T2 - 7. Symposium Lagerung und Transport radioaktiver Stoffe CY - Hannover DA - 2015-11-25 PY - 2015 AN - OPUS4-34854 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Qualification of Nuclear Waste Packages - Needs and Challenges from BAM's Perspective N2 - This Presentation adresses the major needs and challenges of qualification processes for nuclear waste packages performed by BAM. Packages include those for high level radioactive waste like spent fuel as well as those for low and intermediate level waste to be disposed of in the Konrad repository. Beginning with the current German nuclear waste management policy design testing capabilities and experience at BAM is explained followed by illustrating the major strategic process to identify future challenges including specific R&D needs. T2 - 5th International Nuclear Decommissioning Summit CY - Berlin, Germany DA - 30.01.2018 KW - Radioactive KW - Container KW - Testing KW - Safety PY - 2018 AN - OPUS4-44750 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Aktueller Stand und Herausforderungen bei den Bauartprüfungen für das Endlager Konrad N2 - Der Vortrag illustriert den Stand und die Herausforderungen im Rahmen der Behälter-Bauartprüfungen für das Endlager Konrad. Ausgehend von den Grundlagen der Bauartprüfung und die aktuelle Situation bei den Antragsverfahren werden die fachlichen Begutachtungsschwerpunkte sowie Maßnahmen zur Optimierung Prozess- und Verfahrenssteuerung erläutert. T2 - 9. Symposium zur Endlagerung radioaktiver Abfälle CY - Hannover, Germany DA - 18.04.2018 KW - Endlager KW - Behälter KW - Bauartprüfung KW - Konrad PY - 2018 AN - OPUS4-44751 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Herold, Christian A1 - Völzke, Holger A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Dittrich, Matthias A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Wolff, Dietmar A1 - Bollingerfehr, W. A1 - Krone, J. A1 - Prignitz, S. T1 - Verbundvorhaben "KoBrA" N2 - Im Verbundvorhaben "KoBrA" sollen systematisch Randbedingungen, Anforderungen und Konzepte für BE/HLW-Endlagerbehälter in den potentiellen Wirtsgesteinen Kristallin, Ton und Salz gesammelt, zusammengetragen und ausgewertet werden. Am Ende sollen generische Behälteranforderungen und -Konzepte für mögliche endlagerfähige Behälter in Deutschland erarbeitet werden. Hier wird ein Überblick über das gemeinsam mit unseren Partnern von der DBE TEC (jetzt BGE TEC) bearbeitete Gesamtvorhaben mit allen Arbeitspaketen gegeben. N2 - Within Project "KoBrA" we will compile and analyse requirements, demands and concepts for HLW/SF final disposal containers for the potential host rock formations crystalline, clay and salt, and thereby establish proposals for generic final disposal canisters. This poster presentation offers an overview of all work packages we share with our Partners from DBE TEC (now BGE TEC). T2 - Fachinformationsgespräch zum FuE-Vorhaben "KoBrA" CY - Berlin, Germany DA - 28.05.2018 KW - Projektvorhaben KW - Endlagerbehälter KW - BGE TECHNOLOGY KW - Literaturrecherche KW - Endlageranforderungen PY - 2018 AN - OPUS4-45466 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Herold, Christian A1 - Völzke, Holger A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Wolff, Dietmar A1 - Dittrich, Matthias T1 - Verbundvorhaben KoBrA - Arbeitspaket 1 (a) N2 - Im Vorhaben "KoBrA" sollen aus bestehenden Anforderungen für endlagerfähige Behälter und aus internationalen Erfahrungen ein aktueller Stand auf dem Gebiet der Behälterforschung für HLW/SF-Behälter ermittelt und generische Vorschläge für HLW/BE-Endlagerbehälterkonzepte in den drei potentiellen Wirtsgesteinen (Kristallin, Ton oder Salz) erarbeitet werden. N2 - Within Project "KoBrA" we want to establish the international state of the art in final disposal containers for HLW/SF, and, based on boundary conditions and national legislation, to propose generic final disposal canister concepts for all three potential host rocks (crystalline rock, clay and salt) for the German high-level waste. T2 - Fachinformationsgespräch zum FuE-Vorhaben "KoBrA" CY - Berlin, Germany DA - 28.05.2018 KW - Endlagerbehälter KW - Hochaktive wärmeentwickelnde Abfälle KW - Internationale Recherche KW - Arbeitsflussdiagramm PY - 2018 AN - OPUS4-45459 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Sorenson, K. B. T1 - Issues on Aging of Spent Fuel Storage Systems N2 - The Bundesanstalt für Materialforschung und –prüfung (BAM) and Sandia National Laboratories (SNL) entered into a Memorandum of Understanding (MOU) in September 2012 to foster technical collaborations in the areas associated with the backend of the commercial nuclear fuel cycle. Specifically, the focus is on packaging, transportation, and storage of commercial spent nuclear fuel. The institutes meet about twice each year, alternating between institutes. This provides the opportunity for staff members from the host organization more exposure to technical issues that are of concern internationally and to collaborate with technical experts working on similar problems. Since 2012, the focus of the meetings has been on technical issues associated with extended dry storage and subsequent transportation of commercial spent fuel. Topics range from hydride effects on cladding integrity, spent fuel response during Normal Conditions of Transport (NCT), finite element analyses of fuel and cask response to accident conditions, bolt and seal behavior over extended periods of time, and corrosion associated with bolts, metallic seals, and stainless steel canisters. This MOU has provided an effective leverage for technical collaboration. For example, SNL is funding (through DOE), Savannah River National Laboratories (SRNL) to look at bolt and seal degradation issues. SRNL has an MOU with BAM to collaborate on bolt and seal degradation during extended storage. Likewise, Sandia and BAM are collaborating with the EC Joint Research Center on an International Nuclear Energy Research Initiative (I-NERI) to investigate spent fuel behavior when subjected to mechanical loadings. This important work will provide insight into failure mechanisms, as well as spent fuel release fractions, given a breach of the cladding wall. This presentation provides an overview of high ranked technical issues associated with extended storage and subsequent transportation, as well as the work underway at BAM and SNL that are addressing these issues. T2 - 7th US/German Workshop on Salt Repository Research, Design, and Operation CY - Washington, DC, USA DA - 07.09.2016 KW - Spent Fuel KW - Ageing KW - Storage PY - 2016 AN - OPUS4-37318 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Extending interim storage of spent nuclear fuel: what are the needs and consequences? N2 - This presentation addresses the current German policy in nuclear waste management and illustrates significant changes throughout the last decades. With the reset of the high level waste repository siting process in 2013 the need for extending interim storage beyond initial license periods will become a future challenge. For that purpose knowledge needs to be enhanced and data gaps need to be closed timely. In addition, international collaboration in R&D and regulatory improvements are explained. T2 - NDC2016 7th Annual Nuclear Decommissioning Conference CY - Manchester, UK DA - 31.05.2016 KW - Nuclear waste management KW - Diposal KW - Storage cask KW - Safety KW - Extended storage PY - 2016 AN - OPUS4-36353 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Integration across storage, transportation and disposal – important elements of the German program N2 - This presentation addresses the following issues. Unexpected changes in national nuclear policy have significantly affected spent fuel management strategies. The initial German spent fuel and HLW disposal concept has been delayed and finally “reset” by federal law in 2013. Repository site selection criteria and procedures will be defined by the Disposal Commission’s report end of June 2016. Final site selection should be finished by 2031. The consistent German concept of dry interim storage in dual purpose casks has proven to be a safe and secure spent fuel management strategy. The need for the extended interim storage of spent fuel and HLW casks towards disposal implicates additional challenges for the nuclear waste management strategy in Germany. Recently, governmental research programs have been adjusted to address technical and scientific issues also in the predisposal area. Interim storage, subsequent transportation, and final disposal are closely linked. Integrated approaches concerning waste package designs and operations are supposed to be beneficial for the establishment of efficient long-term spent fuel and HLW management strategies. T2 - Reset of U.S. Nuclear Waste Management Strategy and Policy Meeting CY - Washington, D.C., USA DA - 17.05.2016 KW - Nuclear waste management KW - spent fuel storage KW - extended storage KW - nuclear waste disposal PY - 2016 AN - OPUS4-36354 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe A1 - Qiao, Linan A1 - Völzke, Holger T1 - Influence of impact angle and real target properties on drop test results of cubic containers N2 - Drop test scenarios with cubic containers without impact limiters at interim storage sites or in a final repository have been investigated by numerical simulations. An ideally flat drop is impossible to conduct as a free fall of a container even under laboratory conditions. Dynamic stresses and strains inside the container structure are sensitive to the impact angle. Even very small impact angles cause remarkable changes in the experimental or numerical results when a flat bottom or wall of a container hits a flat target. For drop tests with transport packages the International Atomic Energy Agency (IAEA) regulations define an essentially unyielding target. In contrast, potential accident scenarios for storage containers are derived from site-specific safety analyses or acceptance criteria in Germany. Each interim storage site or repository has a yielding or so-called real target with individual structural and material properties. The real target acts as a kind of impact limiter. A more conservative container design is required if the impact limiting effect of the target is not considered. T2 - ASME 2017 Pressure Vessels and Piping Conference CY - Waikoloa, Hawaii, USA DA - 16.07.2017 KW - Finite element method KW - Simulation KW - Drop test KW - Impact angle KW - Real target KW - Yielding target PY - 2017 SN - 978-0-7918-5802-8 U6 - https://doi.org/10.1115/PVP2017-65731 VL - 7 SP - Article UNSP V007T07A039, 1 EP - 9 AN - OPUS4-43631 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Internationale Forschungsprojekte zur langfristigen trockenen Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente N2 - Der Vortrag vermittelt einen Überblick über internationale Forschungsaktivitäten im Hinblick auf zukünftig deutlich zu verlängernde Zwischenlagerzeiträume für bestrahlte Brennelemente. Ausgehend von der aktuellen Entsorgungssituation werden die relevanten Fragestellungen skizziert. Davon ausgehend werden die FuE-Aktivitäten der IAEA vorgestellt sowie die wichtigsten Themen beim Extended Storage Collaboration Program (ESCP) in den USA. Schließlich wird das "European Joint Programme on Radioactive Waste Management and Disposal“ kurz vorgestellt und werden die nationalen Initiativen auf diesem Sektor diskutiert. T2 - 8. Symposium Lagerung und Transport radioaktiver Stoffe CY - Hannover, Germany DA - 04.09.2018 KW - Brennelemente KW - Zwischenlagerung KW - Forschung PY - 2018 AN - OPUS4-46373 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Herold, Christian T1 - Verbundvorhaben KoBrA: Ausblick zur Umsetzung von Anforderungen in Technische Behälterkonzepte N2 - Als Ausblick auf noch ausstehende Arbeiten zum Verbundvorhaben "KoBrA" zur Erfassung nationaler und internationaler Anforderungen und Konzepte für Behälter zur Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle in den potentiellen Wirtsgesteinformationen Kristallin, Ton und Salz werden die grundlegenden Anforderungen und Schutzziele der Endlagerbehälter untersucht und der konzeptionelle Weg von Anforderungen hin zu Konzepten erläutert. N2 - Within project "KoBrA" we want to establish the international state of the art in final disposal containers for HLW/SF, and, based on boundary conditions and national legislation, to propose generic final disposal canisters for all three potential host rocks (crystalline rock, clay and salt) for the German high-level radioactive waste. As a preview on activities yet to come, the primary requirements and demands on final disposal canisters are evaluated, and the way to develop container concepts is illuminated. T2 - Fachinformationsgespräch zum FuE-Vorhaben "KoBrA" CY - Berlin, Germany DA - 28.05.2018 KW - Endlagerbehälter KW - Schutzziele KW - Behälteranforderungen KW - Behälterkonzepte KW - Konzeptentwicklung PY - 2018 AN - OPUS4-45470 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 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar T1 - Spent Nuclear Fuel and HLW Storage towards Disposal - Challenges and Perspectives of an Integrated Approach - N2 - This paper describes and discusses the major challenges of spent fuel management in Germany after the phase-out of nuclear electricity generation was decided in 2011 and a new repository siting procedure was implemented in 2013. Consequences from those decisions which were legally founded by amendments of the German Atomic Energy Act (AtG) result in the need to transfer all remaining spent fuel from limited reactor operation (last reactor shutdown until the end of 2022) into casks for subsequent dry interim storage on-site. Storage licenses are generally issued site-specific considering specific dual purpose casks (DPC) and their inventories and they are generally limited to 40 years so far. But the need for extending the interim storage period in the future has become obvious. Even though, this may not be an issue to be solved already today questions about additional safety demonstrations will arise as soon as licenses need to be extended. Certainly, these questions will ask for reliable data about the long term performance and safety of structures, systems, and components, e. g. the long term performance of cask components and materials like bolted closure systems including metal seals, or fuel rod behaviour concerning cladding materials under stress and temperature conditions. In case of dual purpose casks for storage and transportation this includes aspects on how to demonstrate transportability during or after several decades of interim storage. Long term investigations often require plenty of time and therefore need to be initiated timely. T2 - PATRAM 2016 The 18th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials CY - Kobe, Japan DA - 18.09.2016 KW - Storage KW - Spent Fuel KW - Disposal PY - 2016 UR - http://www.patram2016.org/ SN - 978-4-88898-270-2 SP - Paper 5006 AN - OPUS4-40300 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar T1 - Update on long-term investigations of metal seals at BAM and future perspectives of spent fuel management in Germany N2 - The presentation focuses on the latest developments of the German nuclear waste management policy including restructering of responsible organizations and the restart of the repository site selection process for high level radioactive waste. The second part illustrates latest results of long term investigations of metal seals at BAM with regard to extended interim storage periods. T2 - EPRI Extended Storage Collaboration Program (ESCP) Winter Meeting 2017 CY - Charlotte, NC, USA DA - 14.11.2017 KW - Spent fuel KW - Metal seal KW - Extended interim storage PY - 2017 AN - OPUS4-43796 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Zencker, Uwe A1 - Orellana Pérez, Teresa T1 - Ongoing R&D work at BAM N2 - The presentation provides an update on the German nuclear waste management policy towards final disposal and related reasearch at BAM. Topics include long term investigations of metal seals, investigations of fuel cladding failure mechanisms, and the development of requirements and concepts for high level radioactive waste and spent fuel disposal containers. T2 - EPRI Extended Storage Collaboration Program (ESCP) International Subcommittee Meeting 2018 CY - Munich, Germany DA - 05.06.2018 KW - Radioactive waste KW - Metal seal KW - Disposal container KW - Fuel cladding PY - 2018 AN - OPUS4-45328 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Perspectives on extending interim storage of spent nuclear fuel (beyond the initial license period) N2 - The presentation adddresses the consequences and challenges of the German nuclear phase-out in conjunction with the restart of siting process for a high-level radioactive waste repository. Concerning spent fuel this will lead to extended interim storage periods for the dry storage casks beyond the initial licensing period of 40 years. For extending storage periods additional safety assessments and data about the long term performance of materials, components and casks will be needed and BAM has already been lauching specific R&D projects addressing identified data gaps. T2 - 8th Annual Nuclear Decommissioning Conference Europe CY - Manchester, UK DA - 24.05.2017 KW - Spent Fuel KW - Storage KW - Disposal PY - 2017 AN - OPUS4-40358 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Preserving competence in nuclear technology - BAM's contributions N2 - With regard to the nuclear phase-out in Germany preserving competence in nuclear technology is a major challenge. This presentation explains how BAM addresses this issue within its specific tasks, expertise and long term experience on nuclear waste package design testing and safety evaluation. T2 - 48th Annual Meeting on Nuclear Technology (AMNT 2017) CY - Berlin, Germany DA - 16.05.2017 KW - Nuclear Technology KW - Safety KW - Waste Packages KW - Design Testing PY - 2017 AN - OPUS4-40306 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar T1 - Spent Nuclear Fuel and HLW Storage towards Disposal - Challenges and Perspectives of an Integrated Approach - N2 - This paper describes and discusses the major challenges of spent fuel management in Germany after the phase-out of nuclear electricity generation was decided in 2011 and a new repository siting procedure was implemented in 2013. Consequences from those decisions which were legally founded by amendments of the German Atomic Energy Act (AtG) result in the need to transfer all remaining spent fuel from limited reactor operation (last reactor shutdown until the end of 2022) into casks for subsequent dry interim storage on-site. Storage licenses are generally issued site-specific considering specific dual purpose casks (DPC) and their inventories and they are generally limited to 40 years so far. But the need for extending the interim storage period in the future has become obvious. Even though, this may not be an issue to be solved already today questions about additional safety demonstrations will arise as soon as licenses need to be extended. Certainly, these questions will ask for reliable data about the long term performance and safety of structures, systems, and components, e. g. the long term performance of cask components and materials like bolted closure systems including metal seals, or fuel rod behaviour concerning cladding materials under stress and temperature conditions. In case of dual purpose casks for storage and transportation this includes aspects on how to demonstrate transportability during or after several decades of interim storage. Long term investigations often require plenty of time and therefore need to be initiated timely. T2 - PATRAM 2016 The 18th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials CY - Kobe, Japan DA - 18.09.2016 KW - Storage KW - Spent Fuel KW - Disposal PY - 2016 AN - OPUS4-40301 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Stand bei den Behälterbauartprüfungen für das Endlager Konrad N2 - Die Verfügbarkeit von Behältern für die Entsorgung nicht Wärme entwickelnder radioaktiver Abfälle im Endlager Konrad stellt ein wesentliches Element des nationalen Entsorgungskonzeptes für diese Abfallart dar. Grundlage für die Verfügbarkeit geeigneter Behälter sind typspezifische Bauartprüfungen, auf deren Grundlage eine Eignungs-feststellung in Form eines Prüfzeugnisses durch die Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE), vormals Bundesamt für Strahlenschutz (BfS), erfolgt. Die Prüfgrundlagen sind in den durch das BfS (heute BGE) veröffent-lichten „Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle“ (Endlagerungsbedingungen) sowie der zugehörigen „Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte“ (PK) verankert. Die Eignungsfeststellung für eine Be-hälterbauart ist gleichzeitig die Grundlage für eine Behälterserienfertigung entsprechend den im Prüfzeugnis veran-kerten Spezifikationen und Randbedingungen. Mit den Gesetzen zur Neuordnung der Organisationsstruktur im Bereich der Endlagerung (Mitte 2016) und zur Neuordnung der Verantwortung in der kerntechnischen Entsorgung (Mitte 2017) mit der Finanzierung des Kern-energieausstiegs wurden wesentliche Weichenstellungen im Hinblick auf den anstehenden Rückbau der bereits stillgelegten und in den kommenden Jahren noch stillzulegenden deutschen Kernkraftwerke vorgenommen. Bezüg-lich der nicht Wärme entwickelnden radioaktiven Abfälle führt dies zu einer spürbaren Intensivierung der Anstren-gungen zur Bereitstellung qualifizierter Gebinde für das Endlager Konrad, das nach aktueller Planung bis 2027 sei-nen Einlagerungsbetrieb aufnehmen soll. Dies wiederum führt zu einer erheblichen Verdichtung der Verfahren zur Behälterbauartprüfung, die allen Seiten (Antragsteller, BGE, Gutachter) erhebliche Anstrengungen abfordert. Die Bundesanstalt für Materialprüfung und –forschung (BAM) ist auf Grundlage des Kap. 7 der o. g. „Produktkon-trolle …“ (PK) von der BGE mit den Behälterbauartprüfungen für das Endlager Konrad beauftragt. Hierbei ist eine Vielzahl von Anforderungen zu berücksichtigen, wozu neben den Anforderungen an Abfallbehälter gemäß Kap. 5 der Endlagerungsbedingungen weitere Anforderungen an die Verpackung (Kap. 3.2.2 PK), Kenngrößen (Kap. 3.5.1 PK) und schließlich die eigentliche Prüfung von Behältern/Verpackungen zählt (Kap. 7 PK). Letzteres beinhaltet die umfassende Behälterbeschreibung und –spezifikation, die Behälterauslegung, die thermischen und mechanischen Baumusterprüfungen (z.B. Brand- und Fallprüfungen), und schließlich die qualitätssichernden Maßnahmen für Her-stellung und Betrieb der Behälter. Neben der klassischen Bauartprüfung neuer Behältertypen spielt auch die Prü-fung bereits hergestellter Behälter, sog. Altbehälter, eine wesentliche Rolle, da sich etliche tausend Gebinde bereits in der Zwischenlagerung befinden und nach Möglichkeit für das Endlager Konrad qualifiziert werden sollen. Dieser Beitrag berichtet aktuell über den Umfang und Stand der laufenden Bauartprüfungen bei der BAM unter Be-rücksichtigung der besonderen Herausforderungen und der zuletzt erzielten Fortschritte. Dabei erfordert die paral-lele Bearbeitung der zahlreichen Verfahren einen verstärkten Koordinierungsbedarf hinsichtlich vergleichbarer fach-licher Aspekte sowie hinsichtlich Priorisierung und Ressourceneinsatz. Bei den experimentellen Nachweisen (Fall- und Brandversuche) betrifft das hinsichtlich der Nutzung der Versuchseinrichtungen bei der BAM die Koordination mit anderen Prüfaufträgen, wie z. B. verkehrsrechtliche Baumusterprüfungen. Schließlich erfordern diverse Fach-fragen zur Interpretation der Anforderungen aus Endlagerungsbedingungen und Produktkontrolle intensive Abstim-mungsprozesse zwischen BAM, BGE und Antragstellern. Wichtige Ergebnisse mit übergeordneter Bedeutung wer-den in Form erläuternder Fachnotizen durch die BGE veröffentlicht und können so bei zukünftigen Antragsverfahren berücksichtigt werden. T2 - KONTEC 2019 CY - Dresden, Germany DA - 27.03.2019 KW - Endlager KW - Container KW - Bauartprüfung KW - Konrad PY - 2019 SP - Paper 017, 205 EP - 212 PB - Kontec GmbH CY - Hamburg AN - OPUS4-47667 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CHAP A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar ED - Saegusa, T. ED - Sert, G. ED - Völzke, Holger ED - Wille, Frank T1 - Long-term metal seal performance N2 - For the long-term storage of spent nuclear fuel and other high-Level radioactive waste, dual purpose casks for the transportation and storage are widely used. Usually, these casks consist of a thick-walled monolithic cask body and a bolted double barrier lid System equipped with metal seals (consisting of an inner helical spring and two outer metal layers with a total cross-section diameter between 5 and 10 mm) to ensure the long-term safe confinement of the radioactive inventory. Based on analytical and experimental studies, such metallic Systems have been qualified of storage periods of up to four decades so far as long as proper manufacturing and assembling conditions are met. More than 20 years of Operation experience with a permanently increasing number of casks has shown full compliance with the expectations. In the meantime many countries have to face a significant delay of establishing a high-level radioactive waste repository what leads to Need for extending interim storage periods for probably 60, 80 or 100 years. For that reason the long-term performance of metal seals for such time periods is of specific internst to demonstrate their sufficient safety function and specific investigations have already been launched, e.g. by BAM, to gain more experimental data and to develop validated models to extrapolate the seal performance to longer periods of time and or requested temperature levels. KW - Metal Seal KW - Container KW - Safety KW - radioactive waste PY - 2018 SN - 978-981-3234-03-1 SP - Chapter 20, 293 EP - 303 PB - World Scientific CY - Singapore AN - OPUS4-47669 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Stand bei den Behälterbauartprüfungen für das Endlager Konrad N2 - Die Verfügbarkeit von Behältern für die Entsorgung nicht Wärme entwickelnder radioaktiver Abfälle im Endlager Konrad stellt ein wesentliches Element des nationalen Entsorgungskonzeptes für diese Abfallart dar. Grundlage für die Verfügbarkeit geeigneter Behälter sind typspezifische Bauartprüfungen, auf deren Grundlage eine Eignungs-feststellung in Form eines Prüfzeugnisses durch die Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH (BGE), vormals Bundesamt für Strahlenschutz (BfS), erfolgt. Die Prüfgrundlagen sind in den durch das BfS (heute BGE) veröffent-lichten „Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle“ (Endlagerungsbedingungen) sowie der zugehörigen „Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte“ (PK) verankert. Die Eignungsfeststellung für eine Behälterbauart ist gleichzeitig die Grundlage für eine Behälterserienfertigung entsprechend den im Prüfzeugnis verankerten Spezifikationen und Randbedingungen. Mit den Gesetzen zur Neuordnung der Organisationsstruktur im Bereich der Endlagerung (Mitte 2016) und zur Neuordnung der Verantwortung in der kerntechnischen Entsorgung (Mitte 2017) mit der Finanzierung des Kern-energieausstiegs wurden wesentliche Weichenstellungen im Hinblick auf den anstehenden Rückbau der bereits stillgelegten und in den kommenden Jahren noch stillzulegenden deutschen Kernkraftwerke vorgenommen. Bezüg-lich der nicht Wärme entwickelnden radioaktiven Abfälle führt dies zu einer spürbaren Intensivierung der Anstren-gungen zur Bereitstellung qualifizierter Gebinde für das Endlager Konrad, das nach aktueller Planung bis 2027 sei-nen Einlagerungsbetrieb aufnehmen soll. Dies wiederum führt zu einer erheblichen Verdichtung der Verfahren zur Behälterbauartprüfung, die allen Seiten (Antragsteller, BGE, Gutachter) erhebliche Anstrengungen abfordert. Die Bundesanstalt für Materialprüfung und –forschung (BAM) ist auf Grundlage des Kap. 7 der o. g. „Produktkon-trolle …“ (PK) von der BGE mit den Behälterbauartprüfungen für das Endlager Konrad beauftragt. Hierbei ist eine Vielzahl von Anforderungen zu berücksichtigen, wozu neben den Anforderungen an Abfallbehälter gemäß Kap. 5 der Endlagerungsbedingungen weitere Anforderungen an die Verpackung (Kap. 3.2.2 PK), Kenngrößen (Kap. 3.5.1 PK) und schließlich die eigentliche Prüfung von Behältern/Verpackungen zählt (Kap. 7 PK). Letzteres beinhaltet die umfassende Behälterbeschreibung und –spezifikation, die Behälterauslegung, die thermischen und mechanischen Baumusterprüfungen (z.B. Brand- und Fallprüfungen), und schließlich die qualitätssichernden Maßnahmen für Her-stellung und Betrieb der Behälter. Neben der klassischen Bauartprüfung neuer Behältertypen spielt auch die Prü-fung bereits hergestellter Behälter, sog. Altbehälter, eine wesentliche Rolle, da sich etliche tausend Gebinde be-reits in der Zwischenlagerung befinden und nach Möglichkeit für das Endlager Konrad qualifiziert werden sollen. Dieser Beitrag berichtet aktuell über den Umfang und Stand der laufenden Bauartprüfungen bei der BAM unter Be-rücksichtigung der besonderen Herausforderungen und der zuletzt erzielten Fortschritte. Dabei erfordert die paral-lele Bearbeitung der zahlreichen Verfahren einen verstärkten Koordinierungsbedarf hinsichtlich vergleichbarer fach-licher Aspekte sowie hinsichtlich Priorisierung und Ressourceneinsatz. Bei den experimentellen Nachweisen (Fall- und Brandversuche) betrifft das hinsichtlich der Nutzung der Versuchseinrichtungen bei der BAM die Koordination mit anderen Prüfaufträgen, wie z. B. verkehrsrechtliche Baumusterprüfungen. Schließlich erfordern diverse Fach-fragen zur Interpretation der Anforderungen aus Endlagerungsbedingungen und Produktkontrolle intensive Abstim-mungsprozesse zwischen BAM, BGE und Antragstellern. Wichtige Ergebnisse mit übergeordneter Bedeutung wer-den in Form erläuternder Fachnotizen durch die BGE veröffentlicht und können so bei zukünftigen Antragsverfahren berücksichtigt werden. T2 - KONTEC 2019 CY - Dresden, Germany DA - 27.03.2019 KW - Endlager KW - Container KW - Bauartprüfung KW - Konrad PY - 2019 AN - OPUS4-47668 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -