TY - RPRT A1 - Völzke, Holger A1 - Jeschenz, I. A1 - Yapi, Y. A1 - Wieser, Karol E. A1 - Frenz, Holger T1 - Sphäroguß als Werkstoff für Behälter zur Beförderung, Zwischen- und Endlagerung radioaktiver Stoffe; Untersuchung zu alternativen Eignungsnachweisen - Fachband 1: Technische Grundlagen und vorlaufende Rechnungen, 1989 - 1992 N2 - Im Rahmen des Forschungsvorhabens wurde von der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung ein Begutachtungskonzept auf bruchmechanischer Basis für sog. Typ B(U)-Behälter aus Sphäroguß zum Transport und zur Lagerung radioaktiver Stoffe entwickelt, siehe dazu Abschlußbericht und Fachband 4. Zur Verifizierung des erarbeiteten Konzeptes wurden sowohl Fallversuche an einem Prototypbehälter, siehe Fachband 2, als auch umfangreiche Werkstoffuntersuchungen durchgeführt, siehe Fachband 3. Um jedoch die experimentellen Untersuchungen sinnvoll aufeinander abzustimmen, bedurfte es der Erarbeitung der entsprechenden theoretischen Grundlagen, welche Gegenstand dieses Fachbandes sind. Dabei wird das für die Berechnung gewählte Behältermodell erläutert und werden die im Hinblick auf unterschiedliche Fallsituationen erzielten Berechnungsergebnisse diskutiert. Diese dienten u.a. dazu, bestimmte Versuchsergebnisse (z.B. maximale Spannungen am Behälter) im Voraus abzuschätzen, um die für die bruchmechanischen Untersuchungen erforderlichen Versuchsparameter zweckmäßig einzustellen. Weiterhin weist der vorliegende Fachband in knapper Form auf die wesentlichen Grundlagen der relevanten Bereiche der Bruchmechanik sowie der Sprödbruchanalyse hin. Insbesondere der Fachband 4 beinhaltet hierzu weitergehende Details, die im Rahmen internationaler Fachdiskussionen auf IAEA-Ebene unter Mitwirkung der BAM als Stand von Wissenschaft und Technik gelten können. KW - Eignungsnachweis KW - Endlagerung KW - Lagerbehälter KW - Radioaktiver Stoff KW - Sphäroguß (GGG-40) KW - Transportbehälter KW - Zwischenlagerung PY - 1992 N1 - Das Projekt wurde gefördert vom Bundesminister für Forschung und Technologie (BMFT); Förderkennzeichen: KWA 79052. SP - 1 EP - 33 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-59942 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Wieser, Karol E. A1 - Völzke, Holger A1 - Frenz, Holger T1 - Sphäroguß als Werkstoff für Behälter zur Beförderung, Zwischen- und Endlagerung radioaktiver Stoffe; Untersuchung zu alternativen Eignungsnachweisen - Fachband 4: Begutachtungskonzept, 1989 - 1992 N2 - Ziel der im Rahmen dieses Forschungsvorhabens durchgeführten Untersuchungen war der Nachweis der sicheren Auslegung von Transport- und Lagerbehältern radioaktiver Stoffe aus Gußeisen mit Kugelgraphit auch unter bruchmechanischen Gesichtspunkten. Das bisher im nationalen Rahmen für die Bauartprüfung derartiger sogenannter Typ B-Verpackungen (d.h. unfallsicherer Verpackungen) von der BAM angewandte Begutachtungskonzept basiert im wesentlichen auf experimentellen Festigkeitsnachweisen an Prototypbehältern mit entsprechend daraus abgeleiteten Anforderungen an die qualitätsgerechte Herstellung der Serienbehälter. Die Anforderungen an die Werkstoffqualität und die zerstörungsfreien Prüfungen (insbesondere Nachweis von Rissen durch Ultraschallprüfungen) werden so gewählt, daß ein gesonderter bruchmechanischer Nachweis nicht erforderlich ist. Dieses Begutachtungskonzept ist jedoch unmittelbar mit der Bedingung verknüpft, daß die maximale in der Behälterstruktur auftretende Nennzugspannung etwa 50 % der Werkstoff-Streckgrenze nicht überschreitet. Da dies u.U. eine erhebliche Einschränkung für bestimmte Behälterbauarten bedeuten kann, wird das Begutachtungskonzept derzeit um einen bruchmechanischen Festigkeitsnachweis erweitert, der weitgehend werkstoffunabhängig auch für Gußeisen mit Kugelgraphit anwendbar ist. Die Bereitstellung der dafür erforderlichen grundlegenden Erkenntnisse wurde unter direkter Mitwirkung der BAM auch im Rahmen dieses Forschungsvorhabens auf internationaler Ebene durchgeführt. Die Ergebnisse sind in einem "Technical Dokument (TECDOC)" der Internationalen Atomenergie-Behörde (IAEA) niedergelegt, welches diesem Fachband als Anlage beigefügt ist. KW - Eignungsnachweis KW - Endlagerung KW - Lagerbehälter KW - Radioaktiver Stoff KW - Sphäroguß (GGG-40) KW - Transportbehälter KW - Zwischenlagerung PY - 1992 N1 - Das Projekt wurde gefördert vom Bundesminister für Forschung und Technologie (BMFT); Förderkennzeichen: KWA 79052. SP - 1 EP - 48 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-59951 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Völzke, Holger A1 - Jeschenz, I. A1 - Wieser, Karol E. A1 - Frenz, Holger A1 - Ziebs, Josef A1 - Rehmer, Birgit T1 - Sphäroguß als Werkstoff für Behälter zur Beförderung, Zwischen- und Endlagerung radioaktiver Stoffe - Untersuchung zu alternativen Eignungsnachweisen: Zusammenfassender Abschlußbericht N2 - Entsprechend der Zielsetzung des Vorhabens stand die weitere Etablierung des Werkstoffes Sphäroguß (GGG-40) im Bereich der Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe im internationalen Rahmen im Vordergrund der durchgeführten Untersuchungen und Aktivitäten. Dabei gelang es, eine weitgehende fachliche Übereinstimmung hinsichtlich der Bewertungsmethoden und -kriterien zu erzielen und auf IAEA-Ebene zu etablieren. Zuvor vorhandene Vorbehalte insbesondere auf U.S.-amerikanischer Seite konnten wesentlich vermindert werden. Im Rahmen der durchgeführten Untersuchungen konnte die außerordentliche Belastbarkeit eines Prototypbehälters aus Sphäroguß (CASTOR VHLW) unter extremen Beanspruchungssituationen nachgewiesen werden. So war selbst bei Spannungen im Bereich der Material-Streckgrenze und vorhandenem rißartigen Fehler an dieser Stelle keine Sprödbruchneigung des Werkstoffes erkennbar. Den entsprechenden 14 m-Fall auf zwei harte Widerlager mit daraus folgender hoher Biegebeanspruchung überstand der Behälter unbeschadet. Mittels begleitender Werkstoffuntersuchungen wurden die Kenntnisse über die Zusammenhänge zwischen der chemischen Zusammensetzung der Gefügeausbildung und den mechanischen Eigenschaften von Sphäroguß erweitert. Dabei wurden sowohl unterschiedliche Gießverfahren (Sand- und Kokillenguß) in der Herstellung als auch die Auswirkungen von Umwandlungsprozessen im Gefüge infolge von Wärmebehandlungen diskutiert. Die statistische Auswertung von Einzelergebnissen im Rahmen der Qualitätssicherung bei der Begutachtung von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe wurde durch mechanische und bruchmechanische Untersuchungen an 24 Werkstoffsorten aus Gußeisen mit Kugelgraphit ergänzt. Insgesamt konnten somit die Entwicklung und der Einsatz von Sphäroguß für Transport- und Lagerbehälter radioaktiver Stoffe durch umfangreiche experimentelle und analytische Untersuchungen sowie zahlreiche Fachdiskussionen auf internationaler Ebene positiv beeinflußt und wesentlich vorangetrieben werden. KW - Eignungsnachweis KW - Endlagerung KW - Lagerbehälter KW - Radioaktiver Stoff KW - Sphäroguß (GGG-40) KW - Transportbehälter KW - Zwischenlagerung PY - 1992 N1 - Das Projekt wurde gefördert vom Bundesminister für Forschung und Technologie (BMFT); Förderkennzeichen: KWA 79052. SP - 1 EP - 37 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-59935 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger 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 - Zentrale Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF/BIBO) - Einrichtung und erste Betriebsphase N2 - Im Zusammenhang mit dem Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung zur Nutzung der Kernenergie und der zugehörigen Vereinbarung mit den Energieversorgungsunternehmen vom 11. Juni 2001 wurde auch die Beschränkung der Entsorgung auf die direkte Endlagerung bestrahlter Brennelemente sowie die Verpflichtung zur Errichtung und Nutzung von dezentralen Zwischenlagern an den Kraftwerksstandorten vereinbart. Dieser Verpflichtung wurde mit der Beantragung und Genehmigung von insgesamt 12 Standortzwischenlagern bis Ende 2003 sowie vorlaufend 4 sog. Interimslagern entsprochen. Darüber hinaus bestehen weiterhin die bereits genehmigten zentralen Zwischenlager in Ahaus und Gorleben sowie das AVR-Behälterlager Jülich und das Zwischenlager Nord (ZLN) in Lubmin bei Greifswald. Die Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente und hochradioaktiver Abfälle aus der Wiederaufarbeitung erfolgt in Deutschland in Transport- und Lagerbehältern. Diese Behälter verfügen einerseits als Transportbehälter über eine verkehrsrechtliche Zulassung des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) auf der Grundlage einer umfassenden Bauartprüfung durch die BAM gemäß den Vorgaben des Gefahrgutrechts auf der Basis der Internationalen IAEA-Regulations. Andererseits ist die Zwischenlagerung dieser Behälter in den o. g. Zwischenlagern auf der Grundlage des Atomgesetzes (AtG) vom BfS gesondert genehmigt. Voraussetzung für die Annahme und Einlagerung der beladenen Behälter in ein Zwischenlager ist u.a. die Einhaltung zahlreicher technischer Anforderungen an die Qualität, die Eigenschaften und den Zustand der Behälter und deren Inventar. Diese Anforderungen sind in den jeweiligen lagerspezifischen „Technischen Annahmebedingungen“ festgeschrieben. Sie reichen von den Nachweisen über die ordnungsgemäße Herstellung jedes einzelnen Behälters einschließlich aller seiner Komponenten bis hin zu den Abfertigungsvorschriften zur Montage der Deckel-Dichtsysteme nach der Behälterbeladung im KKW. T2 - 4. Symposium Lagerung und Transport radioaktiver Stoffe CY - Hannover, Germany DA - 2005-06-14 KW - Behälterabfertigung KW - KOBAF KW - BIBO PY - 2005 AN - OPUS4-35466 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 - Völzke, Holger T1 - Safety demonstrations with regard to extended interim storage N2 - This presentation addresses safety aspects concerning dual purpose casks for transportation and storage of spent fuel and high level radioactive waste. The long term performance of casks and their safety relevant components like sealed lid systems and the long term performance of cask internals, especially spent fuel assemblies are discussed. Transportation after interim storage is another key issue and due to the fact of delayed disposal projects current interim storage periods need to be extended causing additional safety demonstration needs for longer periods of time. Regarding this situation present BAM research activities in this area and their preliminary outcomes are presented. T2 - 5. RAM-Behältersicherheitstage CY - Berlin DA - 16.03.2016 KW - Interim storage KW - Radioactive waste KW - Spent fuel KW - Safety PY - 2016 AN - OPUS4-35615 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Erhard, Anton A1 - Völzke, Holger A1 - Droste, Bernhard A1 - Wolff, Dietmar A1 - Wille, Frank T1 - Nuclear power plant waste management strategy in Germany N2 - The shut-down of eight nuclear power plants and the phase out of the nuclear energy genera� tion in Germany, due to a decision of the German government after the Fukushima accident, has rapidly forced the need for transportation and storage of spent nuclear fuel (SNF) from shut-down reactors in this country. In accordance with the present strategy in Germany, which is characterized by searching for appropriate final repository areas, only the dry interim stor� age facilities are available for storage nuclear waste of the decommissioned plants as well as the operating plants. Therefore, the transportation and the storage casks must be available for both types of light water reactors. But for the time being this is the bottleneck. Unfortunately the prognoses are neglecting the fact, that such a high number of casks are needed in a very short space of time. This requires the acceleration of formal activeness in relation to the li� censes but also an increase of the production. In the meanwhile to get this process started, the only possibility is the storage in the pools at the plant site. Anyway, for the time being, this is one of the problems for dismantling the eight plants which have been shut down due to the decision of the Government, which is now fixed in the last amended German Atomic Energy Act dated 24th of February 2012. Starting to dismantle in the radioactive regions of the plants requires empty pools. For emptying the pools of damaged SNF special procedures regarding the transportation and storage are necessary. The transportation of damaged SNF requires special casks or at least special procedures and therefore also a special licenses. This paper describes the challenge for the management in transportation and storage of SNF in Germany after the shut-down of the nuclear power plants by reason of the Fukushima acci� dent. T2 - PATRAM 2013 - 17th International symposium on the packaging and transportation of radioactive materials CY - San Francisco, CA, USA DA - 18.08.2013 PY - 2013 SP - 1 EP - 11 PB - Omnipress AN - OPUS4-30135 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF 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. But 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 behavior 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 aluminum) 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 behavior for additional test parameters are explained. T2 - PATRAM 2013 - 17th International symposium on the packaging and transportation of radioactive materials CY - San Francisco, CA, USA DA - 18.08.2013 PY - 2013 SP - 1 EP - 13 PB - Omnipress AN - OPUS4-30136 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -