TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Schmidt, A. J. T1 - Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF / BIBO) T2 - 3. Symposium "Beförderung und Lagerung radioaktiver Stoffe - Stand der BE-Entsorgung" CY - Hannover, Deutschland DA - 2003-05-08 PY - 2003 AN - OPUS4-2500 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Qualification and Design Testing of Packages for Transport, Interim Storage and Disposal of Low and Intermediate Level Waste in Germany T2 - Waste Management Symposium 2005 CY - Tucson, AZ, USA DA - 2005-02-27 PY - 2005 AN - OPUS4-5171 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Müller, Karsten A1 - Ballheimer, Viktor A1 - Droste, Bernhard A1 - Rödel, Roland A1 - Völzke, Holger A1 - Zencker, Uwe T1 - Die Anwendung der Bruchmechanik im Sicherheitsnachweis von Transportbehältern für die Beförderung radioaktiver Stoffe T2 - 36. Tagung des DVM-Arbeitskreises Bruchvorgänge CY - Köln, Deutschland DA - 2004-02-17 KW - Gusseisen mit Kugelgraphit KW - Bruchmechanischer Sicherheitsnachweis KW - Stoßbeanspruchung KW - Transportbehälter KW - Radioaktive Stoffe KW - Ductile iron KW - Fracture mechanics safety assessment KW - Mechanical impact KW - Transport casks KW - Radioactive material PY - 2004 SN - 0943-3473 IS - 236 SP - 225 EP - 238 PB - DVM CY - Berlin AN - OPUS4-5336 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF/BIBO) T2 - 3. Symposium - Beförderung und Lagerung radioaktiver Stoffe - Stand der BE-Entsorgung CY - Hanover, Germany DA - 2003-05-08 PY - 2003 AN - OPUS4-5279 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Transport- and Storage cask safety assessment - drop tests and numerical calculations T2 - Waste Management Symposium 2006 CY - Tucson, AZ, USA DA - 2006-02-26 PY - 2006 AN - OPUS4-12001 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wille, Frank A1 - Wieser, Günter A1 - Quercetti, Thomas T1 - Transport and Storage Cask Safety Assessment - Drop Tests and Numerical Calculations T2 - Waste Management Symposium 2006 CY - Tucson, Az. USA DA - 2006-02-26 KW - Transportbehälter KW - Lagerbehälter KW - Radioaktive Stoffe KW - Fallversuch KW - FEM KW - Sicherheit PY - 2006 SP - 12 pages CY - Tucson AN - OPUS4-12536 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Behälterbauartprüfung durch die BAM auf der Grundlage der Konrad-Anforderungen T2 - Seminar (TÜV NORD EnSys Hannover) Endlagerung radioaktiver Abfälle - Vorbereitung auf Konrad? - CY - Hanover, Germany DA - 2006-09-13 PY - 2006 AN - OPUS4-12691 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Zencker, Uwe A1 - Müller, Karsten A1 - Droste, Bernhard A1 - Rödel, Roland A1 - Völzke, Holger T1 - The Application of Fracture Mechanics to the Safety Assessment of Transport Casks for Radioactive Materials N2 - BAM is the responsible authority in Germany for the assessment of the mechanical and thermal design safety of packages for the transport of radioactive materials. The assessment has to cover the proof of brittle fracture safety for package components made of potentially brittle materials. This paper gives a survey of the regulatory and technical requirements for such an assessment according to BAM's new 'Guidelines for the application of ductile cast iron for transport and storage casks for radioactive materials'. Based on these guidelines, higher stresses than before will be permissible, but it is necessary to put more effort into the safety assessment procedure. The fundamentals of such a proof using the methods of fracture mechanics are presented. The recommended procedure takes into account the guidelines of the IAEA's advisory material which are based on the prevention of crack initiation. Examples of BAM's research and safety assessment practices are given. Recommendations for further developments towards package designs with higher acceptable stress levels will conclude the paper. KW - Ductile iron KW - Cask design KW - Safety assessment KW - Fracture mechanics KW - BAM GGR 007 PY - 2004 DO - https://doi.org/10.1179/174650904775295847 SN - 1746-5095 SN - 1746-5109 SN - 0957-476X VL - 15 IS - 3-4 SP - 191 EP - 198 PB - Ramtrans Publ. CY - Ashford AN - OPUS4-11553 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe A1 - Müller, Karsten A1 - Droste, Bernhard A1 - Rödel, Roland A1 - Völzke, Holger T1 - The application of fracture mechanics to the safety assessment of transport casks for radioactive materials T2 - 14th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials CY - Berlin, Germany DA - 2004-09-20 KW - Ductile iron KW - Cask design KW - Safety assessment KW - Fracture mechanics KW - BAM GGR 007 PY - 2004 UR - http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/37/088/37088572.pdf IS - 235 SP - 1 EP - 7(?) PB - BAM CY - Berlin AN - OPUS4-11477 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Licensing experience of spent fuel storage/transport casks in germany T2 - International Seminar on Interim Storage of Spent Fuel ISSF 2006 CY - Tokyo, Japan DA - 2006-11-13 PY - 2006 AN - OPUS4-14108 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Wieser, Günter A1 - Qiao, Linan A1 - Eberle, Arno A1 - Völzke, Holger T1 - Thermomechanical Finite-Element Analyses of Bolted Cask Lid Structures KW - Aircraft crash KW - Fire load KW - Simulation KW - Lid-seal system KW - Storage cask KW - Metallic seal KW - Leakage rate PY - 2004 SN - 1746-5095 SN - 1746-5109 SN - 0957-476X VL - 15 IS - 3-4 SP - 223 EP - 230 PB - Ramtrans Publ. CY - Ashford AN - OPUS4-14440 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Wieser, Günter A1 - Qiao, Linan A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Droste, Bernhard T1 - Safety analysis of casks under extreme impact conditions KW - Aircraft crash KW - Impact load KW - Simulation KW - Lid-seal system KW - Storage cask KW - Metallic seal KW - Leakage rate PY - 2004 SN - 1746-5095 SN - 1746-5109 SN - 0957-476X VL - 15 IS - 2 SP - 141 EP - 147 PB - Ramtrans Publ. CY - Ashford AN - OPUS4-14441 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Drop tests and numerical impact analyses of new cask designs for high activity waste (HAW) and spent fuel - updated BAM design testing experiences - T2 - Waste Management Conference 2007 CY - Tucson, AZ, USA DA - 2007-02-25 PY - 2007 AN - OPUS4-14577 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - KOBAF - Erfahrungen und Perspektiven T2 - 5. Symposium Lagerung und Transport radioaktiver Stoffe CY - Hanover, Germany DA - 2007-07-10 PY - 2007 AN - OPUS4-14876 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Bauartprüfung von Endlagerbehältern; Anforderungen an die Kompatibilität von Abfallprodukt und Behälter T2 - KONTEC 2007 CY - Dresden, Germany DA - 2007-03-21 PY - 2007 AN - OPUS4-14877 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Steyer, S. A1 - Bandt, G. A1 - Völzke, Holger T1 - Bauartprüfung von Endlagerbehältern; Anforderungen an die Kompatibilität von Abfallprodukt und Behälter T2 - KONTEC 2007 CY - Dresden, Deutschland DA - 2007-03-21 KW - Behälter KW - Radioaktive Abfälle KW - Bauartprüfung KW - Endlager Konrad PY - 2007 SP - 868 PB - Gesellschaft für technische Kommunikation mbH / Kerntechnische Gesellschaft CY - Dresden AN - OPUS4-15008 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Erhard, Anton A1 - Völzke, Holger A1 - Noack, Volker A1 - Weber, Wolfgang A1 - Wolff, Dietmar A1 - Rittscher, D. A1 - Schmidt, H. T1 - Long term interim storage facility for nuclear reactor compartments of submarines - German support for utilization of nuclear submarines in Russia T2 - PATRAM 2007, 15th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials CY - Miami, Florida, USA DA - 2007-10-21 PY - 2007 SP - 155 PB - Institute of Nuclear Materials Management AN - OPUS4-16157 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Die Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF): Aufgaben und Erfahrungen T2 - Jahrestagung Kerntechnik 2008 CY - Hamburg, Germany DA - 2008-05-27 PY - 2008 AN - OPUS4-16330 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Wille, Frank A1 - Wolff, Dietmar A1 - Droste, Bernhard A1 - Völzke, Holger T1 - Requirements for transport packages after interim storage N2 - In Germany the concept of dry interim storage of spent fuel and vitrified high active waste in dual purpose metal casks is implemented (currently for periods of up to 40 years). The casks being used have an approved package design in accordance with the international transport regulations. The license for dry storage is granted on the German Atomic Energy Act with respect to the guidelines of the German Reactor Safety Commission for dry interim storage of spent fuel. Currently part of the assessment process of the cask design for transport on public routes is to evaluate the suitability of the used materials with respect to their properties and their compatibility for possible transport periods. For transport on public routes during or after long term interim storage periods, it has to be ensured that the transport and storage casks fulfill the specifications of the transport approval or other sufficient properties which satisfy the proofs for the compliance of the safety objectives at that time. This paper describes the state-of-the-art technology in Germany and points out arising prospective challenges and which related questions have to be answered in future. Present research and knowledge concerning the long term behavior of transport and storage cask components (such as gaskets and shielding components) have to be consulted as well as experiences from interim cask storage operations. Challenges in the safety assessment are therefore i.e. the behavior of aged metal and elastomeric gaskets under IAEA test conditions to ensure that the results of drop tests can be transferred to the compliance of the safety objectives at the time of transport after the interim storage period (aged package). Assessment methods for the material compatibility, the behavior of fuel assemblies and the aging behavior of shielding parts (e. g. influence of radiation) are further issues as well. T2 - 52nd INMM Annual meeting CY - Palm Desert, CA, USA DA - 17.07.2011 KW - Transport package design KW - Interim storage KW - Inspections KW - Log term behavior KW - Dual purpose casks PY - 2011 SP - 1 EP - 9 AN - OPUS4-24172 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Probst, Ulrich A1 - Wolff, Dietmar A1 - Nagelschmidt, Sven A1 - Schulz, Sebastian T1 - Investigations on the long term behavior of metal seals for spent fuel storage casks N2 - Metal seals are in common use as an essential component for the leak tight closure of transport and storage casks for spent fuel and vitrified high active waste from reprocessing. They are placed between the massive monolithic cask body made of ductile cast iron or forged steel and the primary and secondary lids, which are fixed with screws around the lid circumference, in order to ensure long term safe enclosure of the radioactive cask inventory. Hereby, long term reliable pressure forces in combination with a tight surface contact are as important as well maintained seal and surface qualities and dry and clean conditions during seal assembly and operation. A few years ago BAM started systematic investigation on the long term seal behavior with re-spect to longer storage periods and seal behavior in accidental cask scenarios with dynamic de-formations of the seal groove geometry or short term drop in pressure force up to lid lifting. BAM has developed test flanges for seals with full scale cross section diameter but much small-er outer diameter to gain representative data for metal-sealed lid systems. They are placed in appropriate testing machines for relevant mechanical loading under static and dynamic condi-tions with the ability to measure the standard helium leakage rate continuously during each test phase. This paper focuses on BAM long term tests of different seal types with aluminum and silver jackets at three different temperatures of +20°C, +100°C and +150°C under static conditions over longer periods of time. Due to creeping effects, a reduction of the pressure force does ap-pear during loading and unloading depending on prior holding times. So far, test results of up to 2 years indicate a clear correlation between seal pressure forces and holding time, temperature and seal type allowing for extrapolating to much longer periods of time. The paper presents basic correlations, test and evaluation procedures as well as important provisional results and gives an outlook on further investigations. T2 - 52nd INMM Annual meeting CY - Palm Desert, CA, USA DA - 17.07.2011 PY - 2011 SP - 1 EP - 9 AN - OPUS4-24173 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - IAEA Consultancy Meeting: Spent Fuele Storage Demonstration Project Review - Presentation from Germany - T2 - IAEA Consultancy Meeting on Spent fuele Storage Demonstration Project CY - Vienna, Austria DA - 2011-08-09 PY - 2011 AN - OPUS4-24133 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Investigations on the Long Term Behavior of Metal Seals for Spent Fuel Storage Casks T2 - Institute of Nuclear Materials Management 52nd Annual Meeting CY - Palm Desert, CA, USA DA - 2011-07-17 PY - 2011 AN - OPUS4-24113 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Erhard, Anton A1 - Völzke, Holger A1 - Probst, Ulrich A1 - Wolff, Dietmar T1 - Ageing management for long term interim storage casks T2 - PATRAM 2010 - 16th International symposium on the packaging and transport of radioactive materials CY - London, UK DA - 2010-10-03 KW - Ageing management KW - Lifetime KW - Material degradation PY - 2010 SP - 1 EP - 17 (Tuesday/T20/61) AN - OPUS4-23907 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Erhard, Anton A1 - Völzke, Holger A1 - Probst, Ulrich A1 - Wolff, Dietmar T1 - Aging management for long-term interim storage casks N2 - The aging management system for the mechanical components of nuclear power plants (NPPs) must be established and used by the licensee in such a way that the quality of safety relevant components is guaranteed for the completely designed lifetime of the NPP. This demands an extensive plant life management with special emphases on the knowledge of the degradation in material properties. The basic safety concept in Germany observes this circumstance. Lifetime extension of the German NPPs is an aim of the current valid coalition agreement of the German government. Operational extension of interim storage facilities requires, in comparison to the aging management system for NPP, an aging management system adapted to the Special circumstances of spent fuel storage casks. Extension of interim storage periods for spent fuel casks beyond the designed lifetime requires, in comparison to the components of an NPP, an increasing knowledge of material degradation with potential impact on cask integrity, e.g. leak tightness. Dry interim storage in Germany has been approved for 40 years. After that time, according to the present strategy, a final repository should be available. However, until now, such a final facility still does not exist, and the German exploration and licensing process is heavily delayed. Currently, discussions are continuing regarding further exploration of the Gorleben salt mine. There is willingness to overcome this situation that is clearly described in the available coalition agreement of the federal government. Anyway, however, the prediction is viewed; a repository for heat generating radioactive waste in Germany will not be available in the near future and may not be available when first storage facilities and casks reach their 40 years of approved lifetime, which will occur in ~25 years starting from now. Therefore, the question must be asked: what has to be done with the existing storage casks in the interim facilities? May these casks be fit for continued use, with an extension of the storage period? One option is to have an aging management system, which creates enough information about the technical condition of safety relevant cask properties. This is the basis for safety evaluation for extended storage periods. In the present paper, possible aging mechanisms for high level waste storage casks are discussed, as well as the influence of the time dependent changes of the component properties. KW - Long term interim storage KW - Storage casks KW - Aging mechanisms KW - Degradation mechanisms KW - Metal seals KW - Larson-Miller parameter PY - 2011 DO - https://doi.org/10.1179/1746510910Y.0000000013 SN - 1746-5095 SN - 1746-5109 SN - 0957-476X VL - 22 IS - 1 SP - 46 EP - 53 PB - Ramtrans Publ. CY - Ashford AN - OPUS4-23890 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Transport- und Lagerbehälter Aktuelle Entwicklungen in der sicherheitstechnischen Nachweisführung T2 - Neue Entwicklungen im Strahlenschutz und ihre Anwendung in der Praxis (TÜV SÜD Industrie Service GmbH / TÜV SÜD Akademie GmbH) CY - Munich, Germany DA - 2011-06-30 PY - 2011 AN - OPUS4-23956 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Noack, Volker A1 - Nieslony, Gregor A1 - Völzke, Holger A1 - Hörning, Tony A1 - Kovacs, Oliver A1 - Hagenow, Peter T1 - Aktueller Stand bei den Behälter-Bauartprüfungen für das Endlager Konrad N2 - In Deutschland werden zwei Arten von radioaktiven Abfällen unterschieden: Wärme entwickelnde Abfälle und Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung. Im Endlager Konrad werden ausschließlich radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung endgelagert (im internationalen Sprachgebrauch: schwach- und mittelradioaktive Abfälle). Solche Abfälle stammen zum Beispiel aus dem laufenden Betrieb, der Stilllegung und dem Rückbau von Kernkraftwerken, aus der Forschung, der Medizin oder von der Bundeswehr und beinhalten unter anderem kontaminierte Baustoffe, Schrott, Werkzeuge, Schutzkleidung, Schlämme und Suspensionen. Vor dem Endlagern dieser Abfälle werden sie konditioniert, d. h. die festen Abfälle werden teilweise zerkleinert, verpresst oder zementiert, flüssige eingedampft oder zementiert und häufig anschließend in Fässer verpackt. Im nächsten Schritt werden die konditionierten Abfälle in Abfallbehälter verpackt. Geeignete Behältertypen sind (gemäß IM, 121) kubische Container oder Rundbehälter mit definierten Abmaßen aus Stahlblech, Beton oder Gusseisen. Diese Abfallbehälter sind für die Endlagerung, für eine vorausgehende längerfristige Zwischenlagerung sowie ggf. für den Transport über öffentliche Verkehrswege zu qualifizieren. T2 - Jahrestagung Kerntechnik 2011 CY - Berlin, Germany DA - 17.05.2011 KW - Kerntechnik KW - Endlagerung KW - Gutachten KW - Behälter KW - Bauartprüfung PY - 2011 IS - Session TS-19 / Paper 91 SP - 1 EP - 5 AN - OPUS4-25550 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Container Approval for the Disposal of Radioactive Waste with Negligible Heat Generation in the German Konrad Repository T2 - Waste Management Conference 2012 CY - Phoenix, AZ, USA DA - 2012-02-26 PY - 2012 AN - OPUS4-25551 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Spent Fuel Management Experience, Status and Plans in Germany T2 - NEI Used Fuel Management Conference CY - St. Petersburg, FL, USA DA - 2012-05-08 PY - 2012 AN - OPUS4-25959 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Internationale Entwicklungen zur langfristig sicheren Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente T2 - 3. RAM-Behältersicherheitstage, BAM CY - Berlin, Germany DA - 2012-03-22 PY - 2012 AN - OPUS4-25671 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Seal and Closure Performance in Long Term Storage T2 - PSAM11 CY - Helsinki, Finland DA - 2012-06-25 PY - 2012 AN - OPUS4-26128 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Erhard, Anton A1 - Noack, Volker A1 - Völzke, Holger T1 - Storage facilities at Sayda Bay N2 - Within the framework of the G8 partnership, the German Ministry of Economics and Technology has been realizing a 300 EUR million project of the storage of decommissioned Russian nuclear submarines based on a German-Russian agreement. The main parts of the project are the construction of the long-term storage facility as well as a radioactive waste storage facility at Sayda Bay. Long-term interim storage facility for this particular case has a period of about 70 years. The Energiewerke Nord GmbH (EWN) under the technical controlling of BAM carried out the project management. Foremost in this presentation is the finalization of the long-term storage facility for nuclear submarine compartments and the planning and realization of the radioactive waste storage building with special emphases of the parts carried out by BAM. Because BAM staff cannot stay permanently on site, a random inspection of different topics was the bases for the activities of BAM. The key aspects of activities are the long-term storage of the nuclear compartments, maintenance building, the decommissioning of the compartments and the transportation of the very heavy weight compartments (1600 metric tons). Details relating of the progress of the construction work as well as information about technical recommendations will also be briefly illustrated. Within this scope, problems and difficulties during the construction of the storage facility as well as logistical challenges including transportation of the reactor compartments will also be discussed. T2 - 52nd INMM Annual meeting CY - Palm Desert, CA, USA DA - 17.07.2011 KW - Storage facility KW - Nuclear reactor compartments PY - 2011 SP - 1 EP - 7 AN - OPUS4-26197 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Aging Management in Dry Spent Fuel Cask Storage T2 - INMM/NIC XXVII Spent Fuel Seminar CY - Arlington, VA, USA DA - 2012-01-31 PY - 2012 AN - OPUS4-25444 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Dry Spent Fuel Storage in Dual Purpose Casks - Aging Management Issues - T2 - INMM Spent Fuel Management Seminar XXVIII CY - Arlington, VA, USA DA - 2013-01-14 PY - 2013 AN - OPUS4-27703 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - The nuclear policy in Germany with regard to waste management issues T2 - Workshop KAERI (Korean Atomic Energy Research Institute) - BAM CY - Daejeon, South Korea DA - 2012-09-11 PY - 2012 AN - OPUS4-26817 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Interim Spent Fuel Storage in Germany T2 - US Nuclear Used Fuel Strategy Conference CY - Charlotte, NC, USA DA - 2012-11-28 PY - 2012 AN - OPUS4-27118 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Ellouz, Manel A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger T1 - Konkretisierung der Anforderungen an Abfallbehälter für das Endlager Konrad N2 - Nicht wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle, die in der Schachtanlage Konrad endgelagert werden sollen, müssen entsprechend den geltenden Anforderungen für die Endlagerung radioaktiver Abfälle konditioniert und in vom Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) zugelassene Behälter verpackt werden. Gemäß einer Verwaltungsvereinbarung erfolgt die zugehörige Bauartprüfung für diese Behälter im Auftrag des BfS durch die BAM. Angesichts des geplanten baldigen Beginns der Betriebsphase des Endlagers Konrad steigt die Anzahl an Zulassungsverfahren, wobei die für alle Behälter gültigen Spezifikationen als auch die nach Behältertyp und -Werkstoff, einzulagerndem Inventar und erforderlichem Sicherheitsniveau differenzierten Anforderungen Gegenstand einer intensiven Diskussion zwischen Behörden, Sachverständigen und Antragstellern sind. Die BAM wurde aufgrund ihrer Erfahrungen in der Behälterqualifikation beauftragt nicht hinreichend konkretisierte behälterspezifische Aspekte in den oben genannten Berichten zu identifizieren und Vorschläge zur Präzisierung unter Berücksichtigung der hierfür relevanten Nebenbestimmungen aus dem Planfeststellungsbeschluss zu erarbeiten. Das Ziel ist Textteile, die unterschiedliche Interpretationen erlauben, zu überarbeiten oder zu kommentieren und somit die Konsistenz, Eindeutigkeit und Verständlichkeit der Konrad-Anforderungen zu verbessern. Ein weiterer wichtiger Aspekt ist die Notwendigkeit der Vervollständigung bestimmter Anforderungen wie zum Beispiel der Prüfanweisung zur Stapelung von Rundgebinden. Ohne das Niveau der Konrad-Anforderungen zu verändern, soll sowohl für die Antragstellerseite eine verbesserte und aktualisierte Grundlage zur Vorbereitung und Erstellung der Nachweisunterlagen, als auch für die prüfenden Institutionen auf dem Weg von der Bauartprüfung über die Konditionierungskampagnen bis hin zur späteren Ablieferung an das Endlager eindeutigere Prüfrandbedingungen vorgegeben werden. Insgesamt können dadurch auf allen Seiten sowohl Aufwand als auch Zeitbedarf für die zahlreichen notwendigen Bauartprüfungen verringert werden. Zu diesem Zweck hat die BAM zunächst einen Themenkatalog mit behälterspezifischen Fragestellungen vorbereitet, der die bisher in der Praxis der durchgeführten oder durchzuführenden Bauartprüfungen festgestellten Diskussionspunkte bündelt. Dieser Themenkatalog wird mit dem BfS laufend erörtert, aktualisiert und mit Prioritäten versehen. Schwerpunkte sind dabei zunächst Prüfanforderungen an Rundgebinde (Stapeldruckprüfung), die Aktualisierung von verwendeten Normen (z.B. ISO 1496-1), der Umgang mit Behälterbeschädigungen (z.B. Abplatzungen bei Betonbehältern), Spezifikationen zu formstabil fixierten Abfällen und Begrifflichkeiten zum Qualitätsmanagement. Dieser Beitrag erläutert die Motivation, Hintergründe und Zielstellungen der laufenden Arbeiten und präsentiert den gegenwärtigen Bearbeitungsstand hinsichtlich der Konkretisierung behälterspezifischer Aspekte in den Endlageranforderungen. Die Themen Stapeldruckprüfung von Rundgebinden und Begrifflichkeiten zum Qualitätsmanagement bilden hierbei die Schwerpunkte. T2 - KONTEC 2013 - 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiverBetriebs- und Stilllegungsabfälle' CY - Dresden, Germany DA - 13.03.2013 PY - 2013 IS - Sektion 4 / Vortrag 031 SP - 727 EP - 744 AN - OPUS4-28914 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger A1 - Scheidemann, Robert T1 - Simulation of shock absorbing materials loaded by drop weights T1 - Simulation von stoßdämpfenden Werkstoffen unter dem Aufprall von Fallgewichten N2 - Zur numerischen Simulation von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe unter mechanischen Unfallbedingungen sind geeignete Materialmodelle und zugehörige Parametersätze für alle relevanten Behälterbauteile und den Aufpralluntergrund sowie gegebenenfalls für weitere am Störfall beteiligte Komponenten erforderlich. Sie bilden eine wesentliche Grundlage um für unterschiedliche Belastungsvarianten und Temperaturen zuverlässige Berechnungsergebnisse zu ermitteln, die umfangreiche experimentelle Erprobungen zumindest in Teilen ersetzen und damit einen zentralen Bestandteil von sicherheitstechnischen Nachweisen in gefahrgut- und atomrechtlichen Zulassungs- und Genehmigungsverfahren bilden können. Für die Auslegung der Behälter von besonderer Bedeutung ist die Effizienz der eingesetzten energieabsorbierenden Elemente, wie beispielsweise Stoßdämpfer am Behälterdeckel oder -boden bzw. äquivalente Strukturen auf oder im Fundament von Zwischen- und Endlagern. Diese Bauteile, die häufig aus Holz, Polyurethan (PU) - Schaum oder Dämpferbeton hergestellt werden, erfahren beim Auf- oder Anprall erhebliche plastische Deformationen, deren Verteilung und Größenordnung u.a. von der Belastungsgeschwindigkeit, dem Belastungsverlauf und der Temperatur bestimmt werden. Die Berücksichtigung dieser Faktoren in dynamischen Finite Elemente (FE) Berechnungen, die den heutigen Stand der Simulationstechnik repräsentieren, setzt eine systematische Datenbasis für den stoßdämpfenden Werkstoff voraus und die Implementierung dieser Informationen in numerischen Materialformulierungen. An der BAM wird seit Ende 2008 im Rahmen des vom BMBF geförderten Forschungsvorhabens ENREA (Entwicklung rechnerischer Analysemethoden für stoßdämpfende Strukturen beim Anprall oder Absturz von Abfallgebinden) die experimentelle Bestimmung derartiger Daten sowie die Anpassung und teilweise Neuentwicklung geeigneter Materialmodelle betrieben. T2 - KONTEC 2013 - 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiverBetriebs- und Stilllegungsabfälle' CY - Dresden, Germany DA - 13.03.2013 KW - Polyurethane foam KW - Spruce KW - Guided drop tests KW - Material models KW - Fem KW - Strain rate sensitivity KW - Temperature sensitivity PY - 2013 IS - Sektion 4 / Vortrag 031 SP - 781 EP - 787 AN - OPUS4-28871 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger A1 - Scheidemann, Robert T1 - Simulationen von stoßdämpfenden Werkstoffen unter dem Aufprall von Fallgewichten T2 - KONTEC 2013 - 11. Internationales Symposium 'Konditionierung radioaktiverBetriebs- und Stilllegungsabfälle' CY - Dresden, Germany DA - 2013-03-13 KW - PU-Schaum KW - Fichtenholz KW - Geführte Fallversuche KW - Materialmodellierung KW - Dehnratenabhängigkeit KW - Temperatursensitivität PY - 2013 IS - Sektion 4 / Vortrag 031 SP - 774 EP - 780 AN - OPUS4-28872 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Qiao, Linan A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger A1 - Zencker, Uwe A1 - Scheidemann, Robert T1 - Development of a finite element model for damping concrete under severe impact loads N2 - Finite element analysis (FEA) has been carried out for investigation of damping concrete under different impact loading conditions with a built-in material model and damage criteria available in FEA code ABAQUS. At first, all parameters for the selected material model had been derived from compression Tests of cubic specimens. After that, a validation was carried out with different static and dynamic penetration tests. Finally, a 5 meter real drop test with a 23 Mg cylindrical cask could successfully be simulated. 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 - Session D, Paper 127, 1 EP - 10 PB - Omnipress AN - OPUS4-29110 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger A1 - Scheidemann, Robert T1 - Simulation of shock absorbing materials loaded by drop weights N2 - The numerical Simulation of transport and storage casks for radioactive waste in accidental scenarios requires adequate material models and input parameters for all relevant structural cask elements, the Impact foundation as well as possibly further components involved in the incident. They form the basis for reliable analysis of different loading situations allowing substituting, at least in parts, experimental investigations that are needed in safety Reports submitted for nuclear licensing procedures. Hereby, the efficiency of the energy absorbing components, such as cask Impact limiters or equivalent structures placed onto or into the foundation of storage buildings, determine to a large extend the performance and thus the design of the casks. The limiters, which are usually made of wood, polyurethane foam (PUF) or damping concrete, are subjected to Major plastic deformations, whose Distribution and magnitude strongly depend on loading speed, course and temperature. Consequently, it is necessary to establish a systematic data basis and implement this information in advanced numerical material formulations in Order to enable finite element simulations to account for all relevant factors. KW - Polyurethane foam KW - Spruce KW - Guided drop tests KW - Material models KW - Fem KW - Strain rate sensitivity KW - Temperature sensitivity PY - 2013 SN - 1431-5254 VL - 58 IS - 8/9 SP - 501 EP - 506 PB - Inforum CY - Berlin AN - OPUS4-29140 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Safety Aspects of Long-term Interim Storage of Spent Nuclear Fuel in Germany T2 - International Workshop on Safety of Long Term Interim Storage Facilities CY - Munich, Germany DA - 2013-05-21 PY - 2013 AN - OPUS4-27945 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 - Ellouz, Manel A1 - Völzke, Holger A1 - Protz, Christian T1 - Container safety assessment for the disposal of non-heat generating radioactive waste in the KONRAD repository T2 - 53rd INMM Annual meeting CY - Orlando, FL, USA DA - 2012-07-15 PY - 2012 SP - 1 EP - 9(?) AN - OPUS4-27217 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe A1 - Qiao, Linan A1 - Kasparek, Eva Maria A1 - Völzke, Holger T1 - Modeling of cylindrical casks under horizontal drop test conditions N2 - Cylindrical casks made of ductile cast iron are used for transport, interim storage and final disposal of radioactive waste in Germany. A basic design criterion is the ability to withstand a horizontal drop without impact Binders onto a foundation representative for the real ground of a storage facility. The increasing use of more cost-effective material compositions requires optimized cask geometries to reduce stresses and strains in the cask structure. For example, a non-uniform wall thickness was introduced to reduce maximum wall bending stresses. As a result, the load characteristics changed from line load to point load at bottom and lid side under horizontal drop fest conditions. Hereby, the position of highest stress inside the structure has shifted significantly. This was the reason for a systematic investigation of effects caused by small design changes or small variations of fest conditions. It led to a better understanding of the positions of high local stresses, their time history and maximum value for cylindrical casks under horizontal drop test conditions. Hence, the paper presents the lessons learnt from modeling and simulating such scenarios considering an impact without limiters onto a realistic target. T2 - 14th International high-level radioactive waste management conference CY - Albuquerque, New Mexico, USA DA - 28.04.2013 KW - Cylindrical cask KW - Ductile cast iron KW - Numerical simulation KW - Horizontal drop test KW - Storage facility KW - Concrete foundation PY - 2013 SN - 978-1-62748-644-6 SP - 1114 EP - 1119 (Paper # 6862) PB - Omnipress AN - OPUS4-28529 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Herbrich, Uwe A1 - Nagelschmidt, Sven A1 - Weber, Wolfgang A1 - Wolff, Dietmar A1 - Völzke, Holger T1 - Die sicherheitstechnische Behälterbegutachtung für die trockene Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente aus Sicht der BAM N2 - Die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist im Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren (Atomgesetz-AtG) geregelt, insbesondere sind im § 6 AtG Regelungen für die Genehmigung zur Aufbewahrung außerhalb der staatlichen Verwahrung sowie deren Voraussetzungen enthalten. Als Voraussetzung zur Erteilung einer Genehmigung zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist u.a. durch die Antragstellerin die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch dessen Aufbewahrung zu treffen. Das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) als Genehmigungsbehörde gemäß § 6 und § 23, Abs. 1, Nr. 4 AtG kann entsprechend § 20 AtG Sachverständige zur Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen hinzuziehen. Die BAM wird vom BfS in Genehmigungsverfahren nach § 6 AtG seit mehr als 30 Jahren mit der Beurteilung behälterspezifischer Fragen bei der Aufbewahrung von radioaktiven Stoffen in Behältern einer Bauart in einem (zentralen oder dezentralen) Zwischenlager beauftragt. Derzeit erfolgen solche behälterspezifischen Begutachtungen im Fachbereich 3.4 Sicherheit von Lagerbehältern der BAM. T2 - Jahrestagung Kerntechnik 2013 CY - Berlin, Germany DA - 14.05.2013 PY - 2013 SP - 1 EP - 6 AN - OPUS4-28585 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Feutlinske, Karl A1 - Wolff, Dietmar A1 - Völzke, Holger T1 - Sicherheitsbewertung von Lagerbehältern bei Auslaufen einer befristeten Zwischenlagergenehmigung N2 - Bei der sicherheitstechnischen Begutachtung der behälterspezifischen Aspekte nach Ablauf einer Zwischenlagergenehmigung ist entsprechend einer Neubeantragung zu verfahren. Die Sicherheitsbewertung erfolgt nach dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik bei Berücksichtigung der zur Behälterbauart bereits vorliegenden Sicherheitsnachweise und Begutachtungsergebnisse sowie der physikalischen und chemischen Alterungseinflüsse der bisherigen Zwischenlagerung. Am Beispiel einer beantragten weiteren Zwischenlagerung nach Auslaufen einer auf 20 Jahre befristeten Genehmigung und dem notwendigen Behältertransport zu einem neuen Zwischenlager werden Erfahrungen bzgl. der durchgeführten Sicherheitsbewertung zur Erfüllung der Technischen Annahmebedingungen des neuen Behälterlagers dargestellt. T2 - Jahrestagung Kerntechnik 2013 CY - Berlin, Germany DA - 14.05.2013 PY - 2013 IS - Paper 8816 SP - 1 EP - 6 AN - OPUS4-28587 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Ellouz, Manel A1 - Völzke, Holger A1 - Kasparek, Eva Maria T1 - BAM challenges for design testing of waste containers for the final repository Konrad N2 - Up to the end of this decade, corresponding to the planned date of starting operation in the final disposal KONRAD for non-heat generating waste in Germany, a lot of efforts are needed to condition and package the radioactive waste in containers certified by BfS (Federal Institute for Radiation Protection). This waste is produced by public sector and industry as well as nuclear energy facilities, which result in more than a half of the actually declared quantity growing especially after the phase out decision of nuclear power production in Germany and the subsequent decommissioning of nuclear power plants. BAM (Federal Institute for Materials Research and Testing) acts as responsible authority on behalf of BfS for design testing under consideration of the KONRAD requirements. Within the assessment procedure of containers, BAM has to verify the application documents, including material qualification, container geometry, corrosion protection, leakage rate and operational and accidental loading, and to evaluate quality assurance measures. Besides the previous completed approvals for various containers such as steel sheet and cast iron box-shaped containers and concrete cylindrical ones, BAM is actually carrying assessments for other types such as cast iron cylindrical containers and “old” steel sheet box shaped ones. The so called “old” containers present already loaded containers without any KONRAD certification, currently stored at licensed interim storages. In the benefit of the container assessment, BAM operates design testing facilities for drop and fire tests which are also used for research objectives to improve and expand the evaluation methods such as research project ConDrop. The latter deals with numerical simulations and analyses tools for further precise predictions about unfavorable drop test scenarios, safety margins, and design sensitivities for steel sheet containers. Furthermore, during the assessment procedure, several specifications about the containers, the inventory to be disposed and the required safety level have been intensely debated by authorities and applicants. Based on its experience in qualifying containers, BAM has been commissioned to identify insufficiently specified aspects in the waste acceptance criteria and to propose clearer definitions with regard to the secondary regulations in the planning approval notice. This paper focuses on aspects of the contribution of BAM in certifying KONRAD waste containers. This will include the current state of design testing procedures, evaluation methods that are available or are being developed and the main topics within the KONRAD requirements being actually specified by BAM. T2 - ICEM 2013 - 15th International Conference on environmental remediation and radioactive waste management CY - Brussels, Belgium DA - 08.09.2013 PY - 2013 IS - ICEM2013-96258 SP - 1 EP - 9 AN - OPUS4-29468 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Choosing Adequate Spent Fuel Storage Options for the Long-Term T2 - Nuclear Spent Fuel Strategy Forum CY - Brussels, Belgium DA - 2013-10-10 PY - 2013 AN - OPUS4-29246 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - GEN A1 - Völzke, Holger T1 - Begutachtungsaspekte zur Langzeitsicherheit T2 - Fachtagung "Standortnahe Zwischenlager" CY - Bonn, Deutschland DA - 2001-03-14 PY - 2001 SN - 3-926956-43-7 SP - 125 EP - 140 PB - INFORUM-Verl. CY - Bonn AN - OPUS4-1144 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -