TY - CONF A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Herold, Christian A1 - Bollingerfehr, W. A1 - Wunderlich, A. A1 - Prignitz, S. T1 - Anforderungen an Behälter für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle in Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein N2 - Bei der Auswahl eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle (Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente) in Deutschland werden auf Grundlage des Standortauswahlgesetzes von 2017 die drei potenziellen Wirtsgesteine Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein in Betracht gezogen. Die Auswahl eines konkreten Endlagerstandortes steht dabei in engem Zusammenhang mit den für die jeweiligen Wirtsgesteine geeignet erscheinender Endlagersystemen. Zentraler Bestandteil dieser Endlagersysteme sind die Endlagerbehälter, deren Gestaltung und Auslegung maßgeblich die Randbedingungen für die Transport- und Einlagerungstechnik vorgibt und zudem die Nachweise zur Betriebs- und Langzeitsicherheit entscheidend prägt. Daher ist es für die Behälterentwicklung erforderlich, die an Endlagerbehälter zu stellenden Anforderungen systematisch herzuleiten. Auf dieser Grundlage können anforderungsgerechte Endlagerbehälter zielgerichtet für die jeweils zu untersuchenden Endlagerstandorte in unterschiedlichen Wirtsgesteinen entwickelt werden. Dieser Beitrag fasst die wesentlichen Ergebnisse des von BAM und BGE TECHNOLOGY GmbH im Zeitraum 2017 bis 2020 bearbeiteten und vom Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi) geförderten Forschungsvorhabens KoBrA zusammen, die in einem Abschlussbericht und vier zugehörigen Teilberichten umfassend dokumentiert sind. T2 - Tage der Standortauswahl CY - Freiberg, Germany DA - 11.02.2021 KW - Endlager KW - Behälter KW - Sicherheitsanforderungen KW - hochradioaktive Abfälle PY - 2021 SP - 1 EP - 10 AN - OPUS4-53114 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Völzke, Holger T1 - Anforderungen an Behälter für die Endlagerung hochradioaktiver Abfälle in Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein N2 - Bei der Auswahl eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle (Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente) in Deutschland werden auf Grundlage des Standortauswahlgesetzes von 2017 die drei potenziellen Wirtsgesteine Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein in Betracht gezogen. Die Auswahl eines konkreten Endlagerstandortes steht dabei in engem Zusammenhang mit den für die jeweiligen Wirtsgesteine geeignet erscheinender Endlagersystemen. Zentraler Bestandteil dieser Endlagersysteme sind die Endlagerbehälter, deren Gestaltung und Auslegung maßgeblich die Randbedingungen für die Transport- und Einlagerungstechnik vorgibt und zudem die Nachweise zur Betriebs- und Langzeitsicherheit entscheidend prägt. Daher ist es für die Behälterentwicklung erforderlich, die an Endlagerbehälter zu stellenden Anforderungen systematisch herzuleiten. Auf dieser Grundlage können anforderungsgerechte Endlagerbehälter zielgerichtet für die jeweils zu untersuchenden Endlagerstandorte in unterschiedlichen Wirtsgesteinen entwickelt werden. Dieser Beitrag fasst die wesentlichen Ergebnisse des von BAM und BGE TECHNOLOGY GmbH im Zeitraum 2017 bis 2020 bearbeiteten und vom Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi) geförderten Forschungsvorhabens KoBrA zusammen, die in einem Abschlussbericht und vier zugehörigen Teilberichten umfassend dokumentiert sind. T2 - Tage der Standortauswahl CY - Freiberg, Germany DA - 11.02.2021 KW - Endlager KW - Behälter KW - Sicherheitsanforderungen KW - hochradioaktive Abfälle PY - 2021 AN - OPUS4-53115 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Herold, Christian A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar T1 - Nationaler und Internationaler Stand zu bereits existierenden Anforderungen und Konzepten für Endlagerbehälter und Zusammenstellung sicherheitsrelevanter Behältereigenschaften; Bericht zum Arbeitspaket 1 des FuE-Verbundvorhabens KoBrA N2 - Im hier vorliegenden Bericht wurde im Rahmen einer umfassenden Literaturrecherche der nationale und internationale Stand von Wissenschaft und Technik hinsichtlich Behälterkonzepten und Behälteranforderungen erfasst. Dabei wurde eine umfangreiche Dokumentensammlung zusammengestellt und sortiert, die als Quellenbasis für alle weiteren Arbeiten zur Verfügung steht. Die Auswertung der gesammelten Informationen resultiert in einem Überblick über internationale Behälterentwicklungen sowie einer detaillierten Übersicht über die Behälterkonzepte und die ihnen zugrundeliegenden Anforderungskataloge aus elf fortgeschrittenen Endlagerprogrammen. KW - Endlager KW - Behälter KW - Sicherheitsanforderungen KW - Hochradioaktive Abfälle PY - 2020 DO - https://doi.org/10.2314/KXP:1759195804 N1 - Auftraggeber: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi), Förderkennzeichen: 02E11537. SP - 1 EP - 284 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-53117 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Herold, Christian A1 - Völzke, Holger A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Wolff, Dietmar A1 - Bollingerfehr, W. A1 - Wunderlich, A. A1 - Prignitz, S. T1 - Erarbeitung von Vorschlägen für mögliche Behälterkonzepte in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein; Bericht zum Arbeitspaket 4 des FuE Verbundvorhabens KoBrA N2 - Dieser Bericht untersucht die im ersten Arbeitspaket ermittelten vorhandenen bzw. entwickelten Behälterkonzepte dahingehend, inwieweit die jeweiligen Behälterfunktionen unter den im zweiten und dritten Arbeitspaket ermittelten Randbedingungen und Einwirkungen den im dritten Arbeitspaket ermittelten Anforderungen an endlagerfähige Behälter in einem deutschen Endlager genügen. Zum anderen sollen, basierend auf den im zweiten Arbeitspaket ermittelten Randbedingungen und den im dritten Arbeitspaket hergeleiteten und zusammengestellten Anforderungen an die Endlagerbehälter, Vorschläge für mögliche generische Endlagerbehälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein erarbeitet werden. Die im ersten Arbeitspaket recherchierten Behälterkonzepte, deren Entwicklungslinien und zugrundeliegende Behälteranforderungen bilden hier den Ausgangspunkt für weitergehende Überlegungen hinsichtlich ihrer potenziellen Eignung für ein zukünftiges deutsches Endlager und zur Skizzierung generischer Konzepte für zukünftige Endlagerbehälter. KW - Endlager KW - Behälter KW - Sicherheitsanforderungen KW - Hochradioaktive Abfälle PY - 2020 DO - https://doi.org/10.2314/KXP:1759194123 N1 - Auftraggeber: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi), Förderkennzeichen: 02E11537. SP - 1 EP - 76 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-53118 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Herold, Christian A1 - Völzke, Holger A1 - Wolff, Dietmar A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Bollingerfehr, W. A1 - Wunderlich, A. A1 - Prignitz, S. T1 - Herleitung und Zusammenstellung der Anforderungen an Endlagerbehälter für ein HAW-Endlager in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein; Bericht zum Arbeitspaket 3 des FuE Verbundvorhabens KoBrA N2 - Der Bericht zum Arbeitspaket 3 baut auf den Ergebnissen der internationalen Recherche (AP1) sowie der Zusammenstellung der Randbedingungen und Beanspruchungsgrößen für die Endlagerbehälter (AP2) auf. Die Anforderungen an die Behälter – regulatorische, betriebliche sowie solche aus der Standortgeologie und den Einwirkungen und Prozessen, denen die Behälter ausgesetzt sind – werden hergeleitet und systematisch dargestellt. Die für das Endlagersystem zu betrachtenden Nutzungsphasen werden aus den regulatorischen Anforderungen hergeleitet und charakterisiert. Die Einwirkungen auf die Behälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen sowie die sich für die Erfüllung der Sicherheitsfunktionen des Behälters als Teil des Endlagersystems ergebenden Behälterfunktionen werden ebenfalls wirtsgesteins- und zeitphasenabhängig betrachtet. Schließlich werden aus den Einwirkungen auf die Behälter und den Anforderungen an die Behälterfunktionen auch quantifizierbare Behälterfunktionen für alle drei potenziellen Wirtsgesteine abgeleitet. KW - Endlager KW - Behälter KW - Sicherheitsanforderungen KW - Hochradioaktive Abfälle PY - 2020 UR - https://www.bge-technology.de/fileadmin/user_upload/MEDIATHEK/f_e_berichte/KoBrA/2020-KoBrA_Bericht_AP3.pdf N1 - Auftraggeber: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi), Förderkennzeichen: 02E11527 und 02E11537. SP - 1 EP - 254 PB - BGE Technology CY - Peine AN - OPUS4-53119 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Pampel, Jonas T1 - Natrium- und Lithium-Metall-Batterien - Wie gefährlich sind sie wirklich N2 - Das Verhalten von Batteriezellen bei Beschädigung ist von hoher Bedeutung für die Einschätzung der Sicherheit bei Transport, Lagerung sowie Verwendung. Vor allem im Zusammenhang mit dem exponentiell wachsenden Sektor der Lithium-Batterien kam es in der Vergangenheit immer wieder zu kritischen Vorfällen. Hierbei haben Lithium-Metall-Batterien, welche elementares Lithium enthalten, den Ruf besonders gefährlich zu sein. Um dieses Thema bewerten zu können, werden im Vortrag die Unterschiede zwischen Lithium-Ionen- und Lithium-Metall-Batterien erläutert und experimentelle Studien des Verhaltens von aktuellen Systemen bei Schädigung verglichen. Darüber hinaus wird auf die Eigenschaften sowie das Sicherheitsverhalten von zukünftigen Lithium- bzw. Natrium-Batterien eingegangen. T2 - Fachkonferenz Lithiumbatterien - Logistik, Lagerung und Entsorgung CY - Online meeting DA - 26.01.2021 KW - Lithium-Batterien KW - Sicherheit KW - Thermisches Durchgehen KW - Natrium-Batterien PY - 2021 AN - OPUS4-54055 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Pampel, Jonas T1 - Neues aus der Welt der Lithiumbatterien: Jüngste Forschungsergebnisse und deren Auswirkungen auf die Beförderung und Lagerung N2 - Das Verhalten von Batteriezellen bei Beschädigung ist von hoher Bedeutung für die Einschätzung der Sicherheit bei Transport, Lagerung sowie Verwendung. Die Auswirkungen bei Schädigung hängen natürlich von der Art der Zelle, jedoch auch vom Ladezustand und der Schädigungsmethode ab. Im Vortrag werden die Schädigungsversuche von Einzelzellen sowie Propagationsversuche an der BAM für verschieden Ladezustände präsentiert. Des Weiteren werden die aktuellen Vorgaben/Empfehlungen bezüglich der Lagerung von Lithium-Batterien kurz dargestellt. Darüber hinaus werden die neusten Entwicklung bezüglich der Vorgaben für den Transports von Natrium-Ionen-Batterien vorgestellt und diskutiert. T2 - 18. Gefahrgut Technik Tage CY - Berlin, Germany DA - 18.11.2021 KW - Lithium-Batterien KW - Sicherheit KW - Thermisches Durchgehen KW - Batterie-Lagerung KW - Batterie-Transport PY - 2021 AN - OPUS4-54078 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Bloi, L. M. A1 - Hippauf, F. A1 - Boenke, T. A1 - Rauche, M. A1 - Paasch, S. A1 - Schutjajew, K. A1 - Pampel, Jonas A1 - Schwotzer, F. A1 - Dörfler, S. A1 - Althues, H. A1 - Oschatz, M. A1 - Brunner, E. A1 - Kaskel, S. T1 - Mechanistic insights into the reversible lithium storage in an open porous carbon via metal cluster formation in all solid-state batteries N2 - Porous carbons are promising anode materials for next generation lithium batteries due to their large lithium storage capacities. However, their highsloping capacity during lithiation and delithiation as well as capacity fading due to intense formation of solid electrolyte interphase (SEI) limit their gravimetric and volumetric energy densities. Herein we compare a microporous carbide-derived carbon material (MPC) as promising future anode for all solid-state batteries with a commercial high-performance hard carbon anode. The MPC obtains high and reversible lithiation capacities of 1000 mAh g−1carbon in half-cells exhibiting an extended plateau region near 0 V vs. Li/Li+ preferable for full-cell application. The well-defined microporosity of the MPC with a specific surface area of >1500 m2 g−1 combines well with the argyrodite-type electrolyte (Li6PS5Cl) suppressing extensive SEI formation to deliver high coulombic efficiencies. Preliminary full-cell measurements vs. nickel-rich NMC-cathodes (LiNi0.9Co0.05Mn0.05O2) provide a considerably improved average potential of 3.76 V leading to a projected energy density as high as 449 Wh kg−1 and reversible cycling for more than 60 cycles. 7Li Nuclear Magnetic Resonance spectroscopy was combined with ex-situ Small Angle X-ray Scattering to elucidate the storage mechanism of lithium inside the carbon matrix. The formation of extended quasi-metallic lithium clusters after electrochemical lithiation was revealed. KW - All solid-state battery KW - Microporous carbon KW - Lithium battery KW - Anode PY - 2022 DO - https://doi.org/10.1016/j.carbon.2021.11.061 SN - 0008-6223 VL - 188 SP - 325 EP - 335 PB - Elsevier Ltd. AN - OPUS4-54079 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR T1 - Amts-und Mitteilungsblatt, Band 51, Heft 1 T3 - Amts- und Mitteilungsblatt der BAM - 1/2021 KW - Anerkennungen KW - Zulassungen KW - Gefahrgutregeln KW - Festlegungen KW - Richtlinien PY - 2021 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-527760 SN - 0340-7551 VL - 51 IS - 1 SP - 1 EP - 70 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-52776 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Schlick-Hasper, Eva A1 - Bruchno, Martin A1 - Goedecke, Thomas T1 - Release of Powdery or Granular Substances from Intact Dangerous Goods Bags During Road Transport - Analysis of the Causes and Development of a Test Concept N2 - Abstract: The leaks of dangerous goods from actually intact bags detected in the years 2018 to 2020 tend to be at an almost constant high level. These releases of powdery or granular dangerous goods represent violations of the sift-proofness required in the dangerous goods regulations. This article first analyzes the causes. The components of the bags that are affected by leaks are micro-perforations, joins and closures, in particular internal sleeve valves. A distinction must be made between bags closed in conformity with or contrary to the manufacturer's instructions. The particle release is determined by a number of influencing factors of the filling substance, the packaging and other boundary conditions. Therefore, a comprehensive test concept is developed in this work, which takes all these factors into account. The application of this test concept facilitates the planning of the test setup and the experiments. On this basis, the complex mechanisms involved in the release of solid substances can be systematically investigated in the test laboratory. To prevent releases of powdery or granular substances from intact bags, it is necessary that the user has access to the closing instructions and the relevant properties of the test substance used for the design type approval. Further experimental investigations are needed to assess whether filling substances change their properties during transport and whether this enables them to escape. T2 - IAPRI Member Conference 2021 CY - Online meeting DA - 15.06.2021 KW - Bags KW - Dangerous goods packagings KW - Sift-proofness KW - Particles KW - Leak PY - 2021 UR - https://whova.io/email/click/d11d7d6cf1c84dfdc8c12349468fe91c/c9af5bcf002312cff80d9b962d1014e4/ SN - 978-1-63821-160-0 SP - 390 EP - 405 PB - IAPRI CY - East Lansing, Michigan, USA AN - OPUS4-52786 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Schlick-Hasper, Eva T1 - Release of Powdery or Granular Substances from Intact Dangerous Goods Bags During Road Transport - Analysis of the Causes and Development of a Test Concept N2 - The leaks of dangerous goods from actually intact bags detected in the years 2018 to 2020 tend to be at an almost constant high level. These releases of powdery or granular dangerous goods represent violations of the sift-proofness required in the dangerous goods regulations. This article first analyzes the causes. The components of the bags that are affected by leaks are micro-perforations, joins and closures, in particular internal sleeve valves. A distinction must be made between bags closed in conformity with or contrary to the manufacturer's instructions. The particle release is determined by a number of influencing factors of the filling substance, the packaging and other boundary conditions. Therefore, a comprehensive test concept is developed in this work, which takes all these factors into account. The application of this test concept facilitates the planning of the test setup and the experiments. On this basis, the complex mechanisms involved in the release of solid substances can be systematically investigated in the test laboratory. To prevent releases of powdery or granular substances from intact bags, it is necessary that the user has access to the closing instructions and the relevant properties of the test substance used for the design type approval. Further experimental investigations are needed to assess whether filling substances change their properties during transport and whether this enables them to escape. T2 - 30th IAPRI Member Conference 2021 CY - Online meeting DA - 15.06.2020 KW - Bags KW - Dangerous goods packagings KW - Sift-proofness KW - Particles KW - Leak PY - 2021 AN - OPUS4-52827 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Schlick-Hasper, Eva A1 - Bruchno, Martin A1 - Thomas, Goedecke T1 - Release of Powdery or Granular Substances from Intact Dangerous Goods Bags During Road Transport - Analysis of the Causes and Development of a Test Concept N2 - The leaks of dangerous goods from actually intact bags detected in the years 2018 to 2020 tend to be at an almost constant high level. These releases of powdery or granular dangerous goods represent violations of the sift-proofness required in the dangerous goods regulations. This article first analyzes the causes. The components of the bags that are affected by leaks are micro-perforations, joins and closures, in particular internal sleeve valves. A distinction must be made between bags closed in conformity with or contrary to the manufacturer's instructions. The particle release is determined by a number of influencing factors of the filling substance, the packaging and other boundary conditions. Therefore, a comprehensive test concept is developed in this work, which takes all these factors into account. The application of this test concept facilitates the planning of the test setup and the experiments. On this basis, the complex mechanisms involved in the release of solid substances can be systematically investigated in the test laboratory. To prevent releases of powdery or granular substances from intact bags, it is necessary that the user has access to the closing instructions and the relevant properties of the test substance used for the design type approval. Further experimental investigations are needed to assess whether filling substances change their properties during transport and whether this enables them to escape. KW - Bags KW - Dangerous goods packagings KW - Leak KW - Particles KW - Sift-proofness PY - 2021 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-527287 DO - https://doi.org/10.1002/pts.2575 SN - 0894-3214 VL - 34 IS - 7 SP - 435 EP - 446 PB - Wiley AN - OPUS4-52728 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Völzke, Holger A1 - Herold, Christian A1 - Wolff, Dietmar A1 - Orellana Pérez, Teresa A1 - Bollingerfehr, W. A1 - Prignitz, S. A1 - Wunderlich, A. T1 - Abschlussbericht zum FuE-Verbundvorhaben KoBrA: Anforderungen und Konzepte für Behälter zur Endlagerung von Wärme entwickelnden radioaktiven Abfällen und ausgedienten Brennelementen in Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein N2 - Im Forschungsvorhaben KoBrA werden Anforderungen an Endlagerbehälter für hochradioaktive Abfälle erstmals systematisch und unter Berücksichtigung des internationalen Standes von Wissenschaft und Technik hergeleitet. Parallel werden die behälterrelevanten Randbedingungen und Beanspruchungsgrößen für Endlagerbehälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein ermittelt. Darauf aufbauend werden die zur Erfüllung der Anforderungen unter den gegebenen Einwirkungen und Beanspruchungen notwendigen Behälterfunktionen bestimmt und erste Konzeptideen für zukünftige Endlagerbehälter diskutiert bzw. entwickelt. KW - Endlager KW - Behälter KW - Anforderungen KW - Hochradioaktive Abfälle KW - Wirtsgestein PY - 2020 DO - https://doi.org/10.2314/KXP:1750909669 N1 - Auftraggeber: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi), Förderkennzeichen: 02E11527 und 02E11537. SP - 1 EP - 110 PB - BGE Technology CY - Peine AN - OPUS4-52289 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Wille, Frank A1 - Komann, Steffen T1 - Aktuelle Entwicklungen und Prüfungen der BAM N2 - Es werden im Rahmen des Vortrages die aktuellen Prüftätigkeiten und Arbeitsschwerpunkte der BAM vorgestellt. Des Weiteren wird darüber berichtet was es Neues in der aktuellen Normen- und Richtlinienentwicklung gibt. T2 - Informationsveranstaltung zum Transport radioaktiver Stoffe CY - Online meeting DA - 14.04.2021 KW - Gefahrgutregeln der BAM KW - Fallprüfungen KW - Radioaktive Materialien KW - Zulassung PY - 2021 AN - OPUS4-52493 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Schutjajew, K. A1 - Pampel, Jonas A1 - Zhang, W. A1 - Antonietti, M. A1 - Oschatz, M. T1 - Influence of pore architecture and chemical structure on the sodium storage in nitrogen‐doped hard carbons N2 - Hard carbon is the material of choice for sodium ion battery anodes. Capacities comparable to those of lithium/graphite can be reached, but the understanding of the underlying sodium storage mechanisms remains fragmentary. A two‐step process is commonly observed, where sodium first adsorbs to polar sites of the carbon (“sloping region”) and subsequently fills small voids in the material (“plateau region”). To study the impact of nitrogen functionalities and pore geometry on sodium storage, a systematic series of nitrogen‐doped hard carbons is synthesized. The nitrogen content is found to contribute to sloping capacity by binding sodium ions at edges and defects, whereas higher plateau capacities are found for materials with less nitrogen content and more extensive graphene layers, suggesting the formation of 2D sodium structures stabilized by graphene‐like pore walls. In fact, up to 84% of the plateau capacity is measured at potentials less than 0 V versus metallic Na, that is, quasimetallic sodium can be stabilized in such structure motifs. Finally, gas physisorption measurements are related to charge discharge data to identify the energy storage relevant pore architectures. Interestingly, these are pores inaccessible to probe gases and electrolytes, suggesting a new view on such “closed pores” required for efficient sodium storage. KW - Sodium Ion Batteries KW - Hard Carbon KW - Storage Mechanism KW - Anode PY - 2021 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-522529 DO - https://doi.org/10.1002/smll.202006767 VL - 17 IS - 48 SP - 2006767 PB - Wiley Online Library AN - OPUS4-52252 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Zencker, Uwe T1 - EURAD WP 8 (SFC) - Task 3: Behaviour of nuclear fuel and cladding after discharge N2 - The European Joint Programme on Radioactive Waste Management (EURAD) deals in work package (WP) 8 with Spent Fuel Characterization (SFC). Inspired by the EURAD activities, an international Coordinated Research Project (CRP) on SFC was established by the International Atomic Energy Agency (IAEA). The EURAD WP SFC participants are collaborating as a team on the IAEA CRP on SFC. The EURAD WP SFC project is divided into four tasks. Task 3 investigates the behaviour of nuclear fuel and cladding after discharge. The aim of these activities is to understand and describe the evolution of the cladding-pellet system and its ageing under conditions of extended interim storage, transportation and emplacement in a final disposal system. During an IAEA consultancy meeting, BAM as leader of Task 3 reported on the current status of the research work. T2 - IAEA Consultancy Meeting on the Coordinated Research Project on Spent Fuel Characterization CY - Online meeting DA - 28.06.2021 KW - Nuclear Fuel KW - Cladding KW - Spent Fuel Characterization KW - Extended Interim Storage KW - Final Disposal PY - 2021 AN - OPUS4-52909 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Weber, Mike A1 - Völzke, Holger A1 - Zencker, Uwe A1 - Hauer, Katharina A1 - Herz, A. A1 - Kreienmeyer, M. T1 - Aufbau eines Aufprallfundamentes mit reproduzierbaren Eigenschaften für Baumusterprüfungen von Abfallbehältern für das Endlager Konrad N2 - Abgeleitet aus den in Teil 3 der „Systemanalyse Konrad“ definierten Lastannahmen für den „untertägigen Anlagenbereich“ müssen Verpackungen, die der Abfallbehälterklasse I (ABK I) mit dem zusätzlichen Merkmal der störfallfesten (sf) Verpackung oder der ABK II zugeordnet werden, gemäß den „Endlagerungsbedingungen, Endlager Konrad“, nach einem „…Fall aus 5 m Höhe auf eine unnachgiebige Unterlage…“ bestimmten Anforderungen genügen. Eine nähere Beschreibung der Prüfeinrichtung sowie die Definition detaillierter Anforderungen an das Aufprallfundament erfolgen in der „Produktkontrolle, Endlager Konrad“: „Die Prüfeinrichtung, bestehend aus einer Hebeeinrichtung und einem Fundament ist so zu gestalten, dass der Fall des Prüfmusters in jeder beliebigen Aufprallorientierung aus 5 m Höhe, gemessen von der Unterkante des Prüfmusters zum Fundament, möglich ist. Das Fundament ist aus Beton der Mindestgüte B 35 herzustellen und muss so beschaffen und verankert sein, dass keine Zerstörung in zahlreiche kleinere Bruchstücke erfolgt und keine horizontale Verschiebung des Fundamentes oder seiner Teile auftritt. Maße und Masse des Fundaments müssen so beschaffen sein, dass der Einfluss des Baugrundes unter dem Fundament auf den Aufprallwiderstand vernachlässigbar ist.“ Im Rahmen der Bauartprüfung für Behälter zur Endlagerung radioaktiver Abfälle mit zu vernachlässigender Wärmeentwicklung im Endlager Konrad wird die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) von der Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) als Sachverständige hinzugezogen und ist in der Regel auch mit der Durchführung der notwendigen Fallprüfungen auf dem Testgelände Technische Sicherheit der BAM (BAM TTS) einschließlich der Bereitstellung der benötigten Prüfeinrichtungen sowie des regelkonformen Aufprallfundamentes beauftragt. Der Prozess, beginnend von der Gewährleistung einer von allen Beteiligten als gültig bewerteten Fallprüfung bis hin zur abschließenden Bewertung und Interpretation der Versuchsergebnisse erfordert dabei u.a. eine sorgfältige Planung und Fertigung der für das Endlager Konrad repräsentativen Fundamentplatte und deren Ankopplung an einen Untergrund im Sinne der „Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material“ wie er zum Beispiel auf den beiden Fallversuchsanlagen des BAM Testgelände Technische Sicherheit (BAM TTS) zur Verfügung steht. Um diese Anforderungen zu erfüllen muss zum einen der Erhalt der Integrität der Fundamentplatte beim Fallversuch durch eine geeignete Auswahl und kraftflussgerechte Anordnung der Stabstahl-Bewehrung sowie deren Verankerung garantiert und damit eine unzulässige Energieaufnahme durch Risse sowie eine unzulässige „… Zerstörung (der Fundamentplatte) in zahlreiche kleinere Bruchstücke …“, wie in [3] gefordert, verhindert werden. Außerdem ist zu gewährleisten, dass der Beton die Anforderungen an die vorgeschriebene Mindestgüte bzw. -festigkeit zum Zeitpunkt der Fallprüfung erfüllt, die Betonfestigkeit jedoch zur Vermeidung unnötig verschärfter Prüfrandbedingungen eine zu definierende Obergrenze nicht überschreitet. Ausgehend von dem 2009 im Rahmen der KONTEC veröffentlichten Wissensstand präsentiert die BAM im vorliegenden Beitrag die wesentlichen Ergebnisse der zwischenzeitlich bei der Planung und Durchführung von zahlreichen Fallprüfungen gewonnenen Erfahrungen bzgl. Spezifikation und Fertigung der für die Fallversuche notwendigen Fundamentplatten sowie deren Anbindung an den Untergrund. Neben den immer wieder notwendigen Anstrengungen zur Gewährleistung einer im Rahmen der Definition korrekten Betondruckfestigkeit am Tag der Fallprüfung wird die Anpassung der Bewehrungsführung an verschiedene Fallpositionen diskutiert. Zur Ergänzung des gültigen Regelwerks entsteht parallel zu diesem Dokument eine Fachnotiz, in der BGE und BAM die Vorgaben und Spezifikationen zur regelwerkskonformen Herstellung und Montage von Fundamentplatten für Fallprüfungen im Rahmen der Behälterbauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad zusammenfassen und veröffentlichen werden. Diese Fachnotiz soll detaillierte Vorgaben und Spezifikationen zur Planung, Beauftragung, Herstellung und abschließenden Prüfung eines solchen Fundamentes und dessen Anbindung an den Untergrund enthalten. Damit soll allen beteiligten Organisationen wie Antragstellern, Sachverständigen und BGE ein langfristig verlässlicher Leitfaden im Hinblick auf die Durchführung anforderungsgerechter Fallprüfungen unter definierten und reproduzierbaren Randbedingungen im Rahmen der Bauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad an die Hand gegeben werden. T2 - KONTEC 2021 CY - Dresden, Germany DA - 25.08.2021 KW - Aufprallfundament KW - Endlager Konrad KW - Fallprüfung PY - 2021 SP - 1 EP - 10 CY - Dresden AN - OPUS4-53372 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Weber, Mike A1 - Völzke, Holger A1 - Zencker, Uwe A1 - Hauer, Katharina A1 - Herz, A. A1 - Kreienmeyer, M. T1 - Aufbau eines Aufprallfundamentes mit reproduzierbaren Eigenschaften für Baumusterprüfungen von Abfallbehältern für das Endlager Konrad N2 - Abgeleitet aus den in Teil 3 der „Systemanalyse Konrad“ [1] definierten Lastannahmen für den „untertägigen Anlagenbereich“ müssen Verpackungen, die der Abfallbehälterklasse I (ABK I) mit dem zusätzlichen Merkmal der störfallfesten (sf) Verpackung oder der ABK II zugeordnet werden, gemäß den „Endlagerungsbedingungen, Endlager Konrad“ [2], nach einem „…Fall aus 5 m Höhe auf eine unnachgiebige Unterlage…“ bestimmten Anforderungen genügen. Eine nähere Beschreibung der Prüfeinrichtung sowie die Definition detaillierter Anforderungen an das Aufprallfundament erfolgen in der „Produktkontrolle, Endlager Konrad“ [3]: „Die Prüfeinrichtung, bestehend aus einer Hebeeinrichtung und einem Fundament ist so zu gestalten, dass der Fall des Prüfmusters in jeder beliebigen Aufprallorientierung aus 5 m Höhe, gemessen von der Unterkante des Prüfmusters zum Fundament, möglich ist. Das Fundament ist aus Beton der Mindestgüte B 35 herzustellen und muss so beschaffen und verankert sein, dass keine Zerstörung in zahlreiche kleinere Bruchstücke erfolgt und keine horizontale Verschiebung des Fundamentes oder seiner Teile auftritt. Maße und Masse des Fundaments müssen so beschaffen sein, dass der Einfluss des Baugrundes unter dem Fundament auf den Aufprallwiderstand vernachlässigbar ist.“ Im Rahmen der Bauartprüfung für Behälter zur Endlagerung radioaktiver Abfälle mit zu vernachlässigender Wärmeentwicklung im Endlager Konrad wird die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) von der Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) als Sachverständige hinzugezogen und ist in der Regel auch mit der Durchführung der notwendigen Fallprüfungen auf dem Testgelände Technische Sicherheit der BAM (BAM TTS) einschließlich der Bereitstellung der benötigten Prüfeinrichtungen sowie des regelkonformen Aufprallfundamentes beauftragt. Der Prozess, beginnend von der Gewährleistung einer von allen Beteiligten als gültig bewerteten Fallprüfung bis hin zur abschließenden Bewertung und Interpretation der Versuchsergebnisse erfordert dabei u.a. eine sorgfältige Planung und Fertigung der für das Endlager Konrad repräsentativen Fundamentplatte und deren Ankopplung an einen Untergrund im Sinne der „Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material“ [4], [5] wie er zum Beispiel auf den beiden Fallversuchsanlagen des BAM Testgelände Technische Sicherheit (BAM TTS) zur Verfügung steht. Um diese Anforderungen zu erfüllen muss zum einen der Erhalt der Integrität der Fundamentplatte beim Fallversuch durch eine geeignete Auswahl und kraftflussgerechte Anordnung der Stabstahl-Bewehrung sowie deren Verankerung garantiert und damit eine unzulässige Energieaufnahme durch Risse sowie eine unzulässige „… Zerstörung (der Fundamentplatte) in zahlreiche kleinere Bruchstücke …“, wie in [3] gefordert, verhindert werden. Außerdem ist zu gewährleisten, dass der Beton die Anforderungen an die vorgeschriebene Mindestgüte bzw. -festigkeit zum Zeitpunkt der Fallprüfung erfüllt, die Betonfestigkeit jedoch zur Vermeidung unnötig verschärfter Prüfrandbedingungen eine zu definierende Obergrenze nicht überschreitet. Ausgehend von dem 2009 im Rahmen der KONTEC veröffentlichten Wissensstand [6] präsentiert die BAM im vorliegenden Beitrag die wesentlichen Ergebnisse der zwischenzeitlich bei der Planung und Durchführung von zahlreichen Fallprüfungen gewonnenen Erfahrungen bzgl. Spezifikation und Fertigung der für die Fallversuche notwendigen Fundamentplatten sowie deren Anbindung an den Untergrund. Neben den immer wieder notwendigen Anstrengungen zur Gewährleistung einer im Rahmen der Definition korrekten Betondruckfestigkeit am Tag der Fallprüfung wird die Anpassung der Bewehrungsführung an verschiedene Fallpositionen diskutiert. Zur Ergänzung des gültigen Regelwerks entsteht parallel zu diesem Dokument eine Fachnotiz, in der BGE und BAM die Vorgaben und Spezifikationen zur regelwerkskonformen Herstellung und Montage von Fundamentplatten für Fallprüfungen im Rahmen der Behälterbauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad zusammenfassen und veröffentlichen werden. Diese Fachnotiz soll detaillierte Vorgaben und Spezifikationen zur Planung, Beauftragung, Herstellung und abschließenden Prüfung eines solchen Fundamentes und dessen Anbindung an den Untergrund enthalten. Damit soll allen beteiligten Organisationen wie Antragstellern, Sachverständigen und BGE ein langfristig verlässlicher Leitfaden im Hinblick auf die Durchführung anforderungsgerechter Fallprüfungen unter definierten und reproduzierbaren Randbedingungen im Rahmen der Bauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad an die Hand gegeben werden. T2 - KONTEC 2021 CY - Dresden, Germany DA - 25.08.2021 KW - Endlager Konrad KW - Fallprüfung KW - Aufprallfundament PY - 2021 AN - OPUS4-53374 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Schlick-Hasper, Eva T1 - Vergleichende Schüttwinkeluntersuchungen nach Vorlagerung bei 23 °C und 50 % r. F. N2 - In den von der BAM anerkannten Prüfstellen kommen derzeit unterschiedliche Methoden der Schüttwinkelmessung zum Einsatz. Es ist unklar, welche dieser Methoden sich prinzipiell für welche Füllgüter eignen. Daher werden derzeit systematische Untersuchungen an der BAM durchgeführt, die im folgenden vorgestellt werden. T2 - 34. Sitzung des BAM AK Prüfstellen CY - Online meeting DA - 28.09.2021 KW - Gefahrgutverpackungen KW - Schüttwinkel KW - Fließfähigkeit KW - Hausner-Faktor PY - 2021 AN - OPUS4-53414 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Simbruner, Kai T1 - Embrittlement of Spent Fuel Claddings – Fracture Mechanical Evaluation and Failure Criteria N2 - The BAM research project BRUZL (Fracture mechanical analysis of spent fuel claddings during long-term dry interim storage) evaluates results of quasi-static Ring Compression Tests (RCT). Due to its simple realisation, the RCT is an established method for characterising the mechanical behaviour of fuel cladding, where a small tube sample is subjected to a compressive load and the relation between load and displacement is obtained. During tests at room temperature, unirradiated ZIRLO® samples with a distinct extend of radial hydrides have shown high susceptibility to sudden, brittle failure at relatively small loads. Hydride morphology and radial hydride metrics have been an integral part of the characterisation of degradation mechanisms of cladding. A software tool for the analysation of metallographic micrographs was developed. The program allows the automated calculation of hydride lengths, detection of continuous hydride structures, their statistical evaluation and visualisation. Numerical models have been established to reproduce experimental RCT results featuring an elastic-plastic material model, which was derived from inverse finite element analyses of as-received RCT samples. A cohesive zone model (CZM) is introduced to the model to reproduce load drops in the linear regime of the load vs. displacement curve. Using a traction-separation approach for the CZM, the cohesive parameters are fitted to match numerical and experimental results yielding the fracture mechanical material properties. Combining the three key aspects hydride morphology, fracture mechanics and RCT stress-state a failure criterion can be established as a result of the BRUZL project. The project is funded by the Federal Ministry for Economic Affairs and Energy (BMWi) under contract no. 1501561. T2 - 5th GRS Workshop on Safety of Extended Dry Storage of Spent Nuclear Fuel CY - Online meeting DA - 09.06.2021 KW - Ageing Management KW - Cladding Embrittlement KW - Extended Storage KW - Ring Compression Test KW - Spent Nuclear Fuel PY - 2021 AN - OPUS4-53779 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Orellana Pérez, Teresa T1 - European strategies, networks, projects, committees and initiatives & associations for promoting hydrogen safety and education N2 - This lecture shows an overview of cross-cutting topics whithin the dynamic sector of hydrogen technologies including European and other international strategies, legal and policy frameworks, networks and relevant stakeholders, research and demo-projects, regulations, codes & Standards as well as initiatives and associations concerning hydrogen safety and education. T2 - Joint European Summer School on Fuel Cell, Electrolyser and Battery Technologies JESS 2021 CY - Online meeting DA - 12.09.2021 KW - Hydrogen KW - Cross-cutting issues KW - Competence centre H2Safety@BAM PY - 2021 AN - OPUS4-54199 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - THES A1 - Erenberg, Marina T1 - Analyse des Brandverhaltens von Stoßdämpfern für Behälter zum Transport radioaktiver Stoffe N2 - Stoßdämpfer, die zum Schutz von Behältern zum Transport radioaktiver Stoffe eingesetzt werden und welche häufig aus von Stahlblech ummantelten, geschichtetem Holz bestehen, reduzieren bei einem etwaigen Unfall die auf den Behälterkörper wirkende mechanische Belastung erheblich. In Zulassungsverfahren muss die Sicherheit der jeweiligen Behälterkonstruktion nachgewiesen werden, wobei u. a. der Nachweis erbracht werden muss, dass die Behälter definierten Prüfbedingungen widerstehen. Diese beinhalten Aufprallsequenzen aus verschiedenen Höhen und Positionen sowie ein anschließendes das Versandstück 30 min lang allumhüllendes Feuer bei 800°C. Falls Stoßdämpfer infolge der 30-minütigen Feuerbeanspruchung in Brand geraten, dürfen diese unter den Prüfbedingungen nicht gelöscht werden. Die Auswirkungen auf die Sicherheit des Behälters sind hierbei zu untersuchen. Das ist die Basis für die in dieser Arbeit durchgeführten Untersuchungen zum Brandverhalten von stahlblechumkapselten Holzstrukturen mit dem Ziel der Bewertung der daraus resultierenden zusätzlichen thermischen Belastung auf den Behälter. Ein wesentlicher Bestandteil war die Durchführung eines Großbrandversuchs, bei dem ein originalgroßer Stoßdämpfer auf dem Brandprüfstand während einer 30-minütigen Feuerphase entzündet wurde. Der Stoßdämpfer hatte ein Volumen von 3m³ und war mit aus den Prüfbedingungen resultierenden Vorschädigungen versehen. Es wurde ein Prüfstand zur Messung der variablen Wärmeleistung des brennenden Stoßdämpfers entwickelt. Die Wärme wird dabei in den Energieaufnahmebehälter (EAB) eingetragen. Aufgrund der entwickelten Temperaturregelung konnte die Wärmeleistung mit geringen Messfehlern bestimmt werden. Dabei wurde der EAB um maximal 10 K erwärmt. Im Großbrandversuch wurde gezeigt, dass der vorgeschädigte Stoßdämpfer 72 h lang brannte und dass eine signifikante Wärmeleistung in den EAB eingetragen wurde. Die während des Stoßdämpferbrands erzeugte Energie betrug ein Vielfaches im Vergleich zur Wärmeleistung, die allein durch das IAEA-Feuer eingetragen wird. Temperaturen von bis zu 1100°C wurden erreicht. Im Versuch wurde Flammenschlagen im Stoßdämpferinnern und das Glühen der Stoßdämpferstahlblechummantelung beobachtet. Bewusst dessen, dass ein einzig durchgeführter Brandversuch nur unzulängliche Aussagekraft hat, um das Brandverhalten von Stoßdämpfern zu beschreiben, wurde in weiteren Kleinbrandversuchen die Parameterabhängigkeit beim Brand von stahlblechumkapselten Holzstrukturen untersucht. Dafür wurde das Brandverhalten von 8 zylinderförmigen 0,07m³ großen Probekörpern bei variabler Schadstellengröße getestet. In der Bewertung der Kleinbrandversuche konnte gezeigt werden, dass eine kritische Schadstellengröße existiert und welche Streubreite in den Kleinbrandversuchen vorliegt. Die Kleinbrandversuche können damit Aufschluss darüber geben, welche Abweichungen in weiteren Großbrandversuchen zu erwarten wären. KW - Stoßdämpfer KW - Holz KW - Brand PY - 2021 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:gbv:ma9:1-1981185920-397479 DO - https://doi.org/10.25673/39100 SP - 1 EP - 154 PB - Otto-von-Guericke-Universität Magdeburg CY - Magdeburg AN - OPUS4-54263 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Nehrig, Marko A1 - Scheidemann, Robert A1 - Wille, Frank A1 - Ballheimer, Viktor T1 - Investigation of the internal impact during a 9 m drop test of an accident-safe waste package N2 - The safety assessment of packages for the transport of radioactive material follows the IAEA regulations and guidance. The specified regulatory tests cover severe accidents and demonstrate the package containment system integrity. Special attention must be drawn to the behaviour of the content which could move inside the package due to unpreventable gaps caused by the loading procedure and the structure of the content. A possible internal impact of the content which occurs during the drop tests onto the lid system is investigated. The IAEA regulations SSR-6 and the Guidance SSG-26, revised recently, consider input from Germany and France related to the significance of internal gaps. In the context of a waste package design assessment, a model was equipped with a representative content to conduct a drop test with an internal impact. The weight and kinetic impact of this content covered all possible real contents. The objective of the test was to maximize the load onto the lid system and to prove the mechanical integrity by complying with the required leak tightness. The test was conducted conservatively at a package temperature lower than -40 °C at the BAM Test Site Technical Safety. This paper gives an overview of efforts to address internal gaps and their consequences, and the BAM efforts with the implementation of this topic into IAEA regulations and guidance material. The paper then focuses on the conduction of a drop test and investigation of internal component impact. T2 - ASME 2021 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2021) CY - Online meeting DA - 13.07.2021 KW - Internal gaps KW - Drop test KW - IAEA PY - 2021 SN - 978-0-7918-8535-2 DO - https://doi.org/10.1115/PVP2021-60996 SP - 1 EP - 6 PB - American Society of Mechanical Engineers (ASME) CY - New York, NY, USA AN - OPUS4-54742 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Nehrig, Marko T1 - Investigation of the internal impact during a 9 m drop test of an accident-safe waste package N2 - The safety assessment of packages for the transport of radioactive material follows the IAEA regulations and guidance. The specified regulatory tests cover severe accidents and demonstrate the package containment system integrity. Special attention must be drawn to the behaviour of the content which could move inside the package due to unpreventable gaps caused by the loading procedure and the structure of the content. A possible internal impact of the content which occurs during the drop tests onto the lid system is investigated. The IAEA regulations SSR-6 and the Guidance SSG-26, revised recently, consider input from Germany and France related to the significance of internal gaps. In the context of a waste package design assessment, a model was equipped with a representative content to conduct a drop test with an internal impact. The weight and kinetic impact of this content covered all possible real contents. The objective of the test was to maximize the load onto the lid system and to prove the mechanical integrity by complying with the required leak tightness. The test was conducted conservatively at a package temperature lower than -40 °C at the BAM Test Site Technical Safety. This paper gives an overview of efforts to address internal gaps and their consequences, and the BAM efforts with the implementation of this topic into IAEA regulations and guidance material. The paper then focuses on the conduction of a drop test and investigation of internal component impact. T2 - ASME 2021 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2021) CY - Online meeting DA - 13.07.2021 KW - Drop test KW - Internal gaps KW - IAEA PY - 2021 AN - OPUS4-54744 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Simbruner, Kai T1 - Embrittlement of Spent Fuel Claddings - Micromechanically Motivated Cohesive Zone Modelling N2 - Since cladding acts as the first barrier for nuclear fuel, it is key to understand the degrading mechanisms leading to cladding embrittlement. Zirconium alloy based cladding samples subjected to simulated pre-storage drying conditions have shown high susceptibility to brittle failure under the occurrence of hoop stress and low temperature as expected after long-term interim storage. The stress state associated with a compressive pinch-load scenario is reproduced by the Ring Compression Test (RCT), which results in sudden failure at relatively small mechanical loads with high sensitivity to the presence of radial hydrides. As part of the BAM research project BRUZL (Fracture mechanics analysis of spent fuel claddings during long-term dry interim storage), static RCTs were conducted on non-irradiated, pre-hydrided ZIRLO® ring-shaped samples that were subjected to a radial hydride treatment. All samples failed in macroscopically brittle fashion with sudden load drops and severe crack propagation through almost the entire wall thickness. In a post-RCT examination of the fracture surfaces using scanning electron microscopy, radial hydrides could be identified as the weakest link of the structure. However, the microscopic failure mechanism is much more complex due to cracks initiating at different axial positions in depth direction of the ring, overlapping cracks, and arresting cracks. A considerable portion of the fracture surfaces appeared to have undergone plastic deformation of the zirconium matrix resulting in void growth and coalescence associated with ductile failure. The geometry of the ductile patches was measured, and the ductile surface fraction was determined. Based on these observations, a statistical model was developed that can reproduce the composition of the fracture surface as a one-dimensional projection. A micromechanically motivated cohesive zone model (CZM) was implemented in existing RCT finite element analysis (FEA) models with different constitutive laws for brittle hydrides and ductile matrix respectively. In this work, FEA results are presented for non-irradiated ZIRLO® and high-burnup M5® claddings. The impact of varying hydride-matrix combinations is discussed. Acknowledgement: The project was funded by the former Federal Ministry for Economic Affairs and Energy (BMWi) under contract no. 1501561. T2 - 6th GRS Workshop on the Safety of Extended Dry Storage of Used Nuclear Fuel CY - Garching, Germany DA - 01.06.2022 KW - Ageing Management KW - Cladding Embrittlement KW - Extended Storage KW - Ring Compression Test KW - Spent Nuclear Fuel PY - 2022 AN - OPUS4-55023 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Schlick-Hasper, Eva A1 - Bethke, John A1 - Vogler, Nico A1 - Goedecke, Thomas T1 - Flow properties of powdery or granular filling substances of dangerous goods packagings - Comparison of the measurement of the angle of repose and the determination of the Hausner ratio N2 - To ensure safety when transporting dangerous goods, it is important to specify the flow properties of the respective solid filling substance of the packagings. For this purpose, the angle of repose is currently used for the UN approvals in Germany. Measurements were carried out on 12 powdery or granular substances applying the angle of repose measuring methods customary in the test centres. The results of the methods differ significantly from each other. In addition, some of the techniques cannot be applied for very cohesive or coarse-grained materials. The results for the angle of repose show a strong scatter for some constellations (coefficient of variation more than 20 %). Safety during transport of dangerous goods cannot be guaranteed with this currently practiced system of measuring the angle of repose. As a consequence, an alternative parameter to characterize the flow properties of bulk materials should be used in the recognized test centers for dangerous goods packagings, such as the Hausner ratio. This approach leads to more precise test results for the substances examined (maximum coefficient of variation 2.8 %). It also has advantages in terms of applicability and occupational safety. Since the flow properties are safety-relevant, both in terms of mechanical safety and safety against the release of dangerous substances, the testing practice in the recognized test labs should be improved and standardized. KW - Sift-proofness KW - Powders KW - Flowability KW - Flow properties KW - Angle of repose KW - Hausner ratio PY - 2022 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-552990 DO - https://doi.org/10.1002/pts.2678 SP - 1 EP - 18 PB - Wiley online library AN - OPUS4-55299 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Wille, Frank T1 - CASTOR in Warteposition, aber bitte sicher. N2 - CASTOR-Behälter sollen den Auswirkungen schwerster Unfälle standhalten und müssen dabei ihre Sicherheitsfunktionen beibehalten. Dazu zählen der sichere Einschluss des radioaktiven Inventars mit nachgewiesener Behälterintegrität und -dichtheit, die ausreichende Abschirmung der radioaktiven Strahlung, die Ableitung der von den Brennelementen ausgehenden Wärme und der Ausschluss des Entstehens einer nuklearen Kettenreaktion, d.h. die Kritikalitätssicherheit sind zu gewährleisten. Zum Nachweis dieser Fähigkeiten werden die Behälter gegen Stoß, Aufprall, Durchstoßen, Feuer sowie beim Eintauchen in Wasser geprüft. Durch diese Tests werden Beanspruchungen aus potentiellen schweren Unfällen abdeckend simuliert. Die hierfür erforderlichen experimentellen Tests, aber auch die Prüfung und Entwicklung komplexer rechnerischer Simulationen des Behälterverhaltens unter Anwendung der Finite-Elemente-Methode erfolgen bei der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM). Die Basis bildet das Regelwerk der Internationalen Atom- und Energieorganisation (IAEO) zum sicheren Transport von radioaktiven Stoffen, welches international harmonisierte Schutzziele und Prüfanforderungen definiert. Die seit 60 Jahren praktizierte stetige Weiterentwicklung der Sicherheitsanforderungen trägt aktuellen Erkenntnissen, Erfahrungen und Risikoanalysen Rechnung. Die Brennelementbehälter werden mechanischen Prüfungen sowie Brand- und Wasserdruckprüfungen unterzogen. Hierdurch wird nachgewiesen, dass sie den Auswirkungen eines schweren Unfalls standhalten können. Nur Behälter die zweifelsfrei die kumulativen mechanischen und thermischen Tests und auch die Wasserdruckprüfung mit Erfüllen aller Schutzziele bestehen, bekommen eine Zulassung, die es erlaubt die Behälter zu transportieren. KW - Kerntechnik KW - Radioaktive Stoffe KW - Transport KW - Zwischenlagerung KW - IAEA KW - Fallprüfung PY - 2022 DO - https://doi.org/10.26125/73hj-nz53 SN - 1611-9479 VL - 24 IS - 3 SP - 112 EP - 114 PB - Bunsen-Gesellschaft CY - Frankfurt AN - OPUS4-54856 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Feldkamp, Martin A1 - Quercetti, Thomas A1 - Gleim, Tobias T1 - Temperature and Heat Flux Measurements in Fire Testing N2 - Packages for the transport of Spent Nuclear Fuel and high active radioactive waste are designed to withstand severe accidents. Specific mechanical and thermal tests are defined in the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials in order to cover these hypothetical severe accidents. The thermal test mainly consists of a 30 minute fully engulfing fire. Components such as the package impact limiters can lead to supplementary energy release during the thermal test as they might continue burning after the fire phase. Local heat flux into the package can occur. Measurement of heat flux into the package is of importance to evaluate component temperatures and review their acceptance. The usability of heat flux sensors and temperature measurement equipment has to be tested to apply them in impact limiter fire testing. Further questions arise such as :“Is the infrared camera a useful tool to determine heat flux at the boundary surface?” T2 - Technical Exchange IRSN – BAM Transport & Storage of Packages for Radioactive Material CY - Berlin, Germany DA - 08.09.2021 KW - Heat flux sensor PY - 2021 AN - OPUS4-55659 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Schlick-Hasper, Eva T1 - Fließeigenschaften von festen Gefahrgütern - Vergleich der Messung des Schüttwinkels und der Bestimmung des Hausner-Faktors N2 - Fazit: Nachteile der Schüttwinkel-Messmethoden: Einschränkungen bei der Anwendbarkeit auf Füllgüter mit bestimmten Eigenschaften; Die einzelnen Methoden liefern dann unterschiedliche Ergebnisse (statist. signifikante Abweichung der Mittelwerte); Schlechte Wiederholbarkeit; Bedienereinfluss spielt Rolle; Gewährleistung des Arbeitsschutzes schwierig; Bestimmung des Hausner-Faktors: Keins dieser Defizite Mögliche Abhilfemaßnahmen: Prüfbericht und Zulassungsschein sollten zumindest die Methode angeben, die zur Messung des Schüttwinkels 𝛼 eingesetzt wurde; Einheitliches Verfahren zur Schüttwinkelmessung (DIN-Methode)? Umstellung des Systems auf einen alternativen Parameter zur Bestimmung der Fließeigenschaften: Hausner-Faktor 𝐻: Bessere Wiederholbarkeit der Ergebnisse; Zuverlässige Anwendbarkeit auch auf Extremfälle von Schüttgütern; Sicherere Handhabung von Gefahrgütern T2 - 35. Sitzung des BAM AK Prüfstellen CY - Berlin, Germany DA - 21.09.2022 KW - Gefahrgutverpackungen KW - Schüttwinkel KW - Hausner-Faktor KW - Pulver PY - 2022 AN - OPUS4-55810 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Lengas, Nikolaos A1 - Schlick-Hasper, Eva A1 - Müller, Karsten A1 - Neitsch, Marcel A1 - Johann, Sergej A1 - Zehn, M. T1 - Development of an analysis and testing concept for the evaluation of impact targets in the mechanical safety testing of dangerous goods packagings N2 - The mechanical and geometrical properties of impact targets greatly influence the outcome of a drop test. The International Agreement concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Road (ADR) as well as ISO 2248 describe the characteristics of impact targets for drop tests of dangerous goods packagings. According to these regulations, the impact target’s surface needs to be unyielding, under testing conditions non-deformable, flat, and integral with a mass at least 50 times that of the heaviest packaging to be tested. The problem is that many production facilities, especially manufacturers of corrugated fibreboard boxes, do not have their own testing device with the required 50 times mass ratio of the impact target for a regulation compliant drop test during series production. Furthermore, at UN level it is considered necessary to revise these requirements. In the present paper, the impact target requirements are examined in detail and compared with those in other technical areas (e.g., impact target for container for the transport of radioactive materials). A research method is being developed to investigate the dependency between the mass ratio of the packaging and the target as well as the damage resistance of a drop tested package in relation to specific design characteristics. The results are of high relevance for industry purposes and intended to ensure a uniform level of safety assessment for the mechanical testing of dangerous goods packagings. KW - Corrugated fibreboard boxes KW - Dangerous goods packagings KW - Drop test KW - Impact target KW - Structural dynamics PY - 2022 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-549660 DO - https://doi.org/10.1002/pts.2656 SN - 0894-3214 SN - 1099-1522 VL - 35 IS - 9 SP - 689 EP - 700 PB - Wiley CY - New York, NY AN - OPUS4-54966 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Linnemann, Konrad T1 - Experimental and numerical investigation of prestressed bolt connections under lateral displacements N2 - The containment system of transport packages for spent nuclear fuel and high-level waste usually includes bolted lids with metal gaskets. The packages are assessed to specific transport conditions which are specified in the IAEA safety standards SSR-6 (IAEA 2018). These transport conditions, especially the so-called accident conditions of transport, imply high dynamic loading on the lids and the bolt connections of the package. The response of the lid systems on the mechanical accident conditions is generally investigated by experimental drop tests or numerically, e.g., by finite element analyses. The interpretation of the drop test results for the verification of the numerical models is often not obvious due to the complex superposition of different effects in the real tests. BAM has started a research project to get a better understanding about the behavior of prestressed bolt connections under loadings typical for these drop tests. In this context an experimental test set-up was developed to investigate the response of a single bolt connection under a prescribed lateral displacement of clamped parts. The bolt is instrumented by strain gauges to get the pretensional, the torsional and the bending stress in the bolt shank. Furthermore, the lateral movement and the tilt of the bolt head is measured during the test. A finite element model of the test set-up has been created in Abaqus FEA (Simulia 2021). The very detailed instrumentation of the test set-up shall give the opportunity to investigate and validate the numerical model. The aim of this paper is to give an overview about the proposed research project and to present first results. T2 - SMIRT26 - 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology CY - Potsdam, Germany DA - 10.07.2022 KW - Transport packages KW - Bolt connections KW - Finite element analysis KW - Experimental investigation PY - 2022 AN - OPUS4-55426 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Simbruner, Kai A1 - Billone, M. C. A1 - Zencker, Uwe A1 - Liu, Y. Y. A1 - Völzke, Holger T1 - Brittle Failure Analysis of High-Burnup PWR Fuel Cladding Alloys N2 - The general aim of this research is the development of methods for predicting mechanical behavior and identification of limiting conditions to prevent brittle failure of high-burnup (HBU) pressure water reactor (PWR) fuel cladding alloys. A finite element (FE) model of the ring compression test (RCT) was created to analyze the failure behavior of zirconium-based alloys with radial hydrides during the RCT. An elastic-plastic material model describes the zirconium alloy. The stress-strain curve needed for the elastic-plastic material model was derived by inverse finite element analyses. Cohesive zone modeling is used to reproduce sudden load drops during RCT loading. Based on the failure mechanism in non-irradiated ZIRLO® claddings, a micro-mechanical model was developed that distinguishes between brittle failure along hydrides and ductile failure of the zirconium matrix. Two different cohesive laws representing these types of failure are present in the same cohesive interface. The key differences between these constitutive laws are the cohesive strength, the stress at which damage initiates, and the cohesive energy, which is the damage energy dissipated by the cohesive zone. Statistically generated matrix-hydride distributions were mapped onto the cohesive elements and simulations with focus on the first load drop were performed. Computational results are in good agreement with the RCT results conducted on high-burnup M5® samples. It could be shown that crack initiation and propagation strongly depend on the specific configuration of hydrides and matrix material in the fracture area. T2 - 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology - SMiRT 26 CY - Potsdam, Germany DA - 10.07.2022 KW - Cladding Embrittlement KW - Cohesive Zone Modelling KW - Spent Nuclear Fuel KW - Ring Compression Test PY - 2022 SP - 1 EP - 10 AN - OPUS4-55434 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Simbruner, Kai T1 - Brittle Failure Analysis of High-Burnup PWR Fuel Cladding Alloys N2 - The general aim of this research is the development of methods for predicting mechanical behavior and identification of limiting conditions to prevent brittle failure of high-burnup (HBU) pressure water reactor (PWR) fuel cladding alloys. A finite element (FE) model of the ring compression test (RCT) was created to analyze the failure behavior of zirconium-based alloys with radial hydrides during the RCT. An elastic-plastic material model describes the zirconium alloy. The stress-strain curve needed for the elastic-plastic material model was derived by inverse finite element analyses. Cohesive zone modeling is used to reproduce sudden load drops during RCT loading. Based on the failure mechanism in non-irradiated ZIRLO® claddings, a micro-mechanical model was developed that distinguishes between brittle failure along hydrides and ductile failure of the zirconium matrix. Two different cohesive laws representing these types of failure are present in the same cohesive interface. The key differences between these constitutive laws are the cohesive strength, the stress at which damage initiates, and the cohesive energy, which is the damage energy dissipated by the cohesive zone. Statistically generated matrix-hydride distributions were mapped onto the cohesive elements and simulations with focus on the first load drop were performed. Computational results are in good agreement with the RCT results conducted on high-burnup M5® samples. It could be shown that crack initiation and propagation strongly depend on the specific configuration of hydrides and matrix material in the fracture area. T2 - 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology - SMiRT 26 CY - Potsdam, Germany DA - 10.07.2022 KW - Cladding Embrittlement KW - Ring Compression Test KW - Cohesive Zone Modelling KW - Spent Nuclear Fuel PY - 2022 AN - OPUS4-55435 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Linnemann, Konrad A1 - Komann, Steffen A1 - Wille, Frank A1 - Reiche, I. A1 - Ramsay, J. T1 - New Sco-III regulations to ship large objects as surface contaminated objects N2 - The decommissioning or refurbishment of nuclear facilities necessitates either the storage or disposal of large radioactive components such as steam generators, pressurizers, reactor pressure vessels and heads, and coolant pumps, to list the major contributors. These components or objects are large in size and mass, measuring up to approximately 6 meters in diameter, up to 20 meters in length, and weighing over 400 000 kg. In many situations, the components are transported off-site to a storage, disposal or recycling/treatment facility. Previously, many large objects had to be transported under special arrangement. The latest 2018 edition of the International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, No. SSR-6 [1], incorporates regulations for the shipment of large objects as a new category of surface contaminated object, SCO-III, based on the IAEA “performance package” concept. This paper provides background and practical guidance on these regulations. Additionally, the experiences of BAM with the appoval of two steam converters of the NPP Lingen are presented as the first approval process for SCO-III objects in Germany. The primary additions to SSR-6 include SCO-III classification and requirements, approval and administrative requirements for the new classification, and the addition of SCO-III to the proper shipping name for UN 2913. Advisory material drafted for the new requirements will be included in the next revision of SSG-26, Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, expected to be published soon. Note that at this time the proposed provisions for large objects do not include components such as reactor vessels, due to the more limited experience and greater radioactivity levels. The SCO-III concept lays the groundwork and may be extended to cover other large objects that are classified as low specific activity (LSA) material in the future. T2 - Kerntechnik 2022 CY - Leipzig, Germany DA - 21.06.2022 KW - Transport packages KW - Radioactive materials KW - SCO-III KW - Large objects PY - 2022 SP - 1 EP - 7 AN - OPUS4-55423 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Linnemann, Konrad T1 - Neue SCO-III Regularien für den Transport grosser Gegenstände als oberflächenkontaminierte Objekte N2 - The decommissioning or refurbishment of nuclear facilities necessitates either the storage or disposal of large radioactive components such as steam generators, pressurizers, reactor pressure vessels and heads, and coolant pumps, to list the major contributors. These components or objects are large in size and mass, measuring up to approximately 6 meters in diameter, up to 20 meters in length, and weighing over 400 000 kg. In many situations, the components are transported off-site to a storage, disposal or recycling/treatment facility. Previously, many large objects had to be transported under special arrangement. The latest 2018 edition of the International Atomic Energy Agency (IAEA) Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, No. SSR-6 [1], incorporates regulations for the shipment of large objects as a new category of surface contaminated object, SCO-III, based on the IAEA “performance package” concept. This paper provides background and practical guidance on these regulations. Additionally, the experiences of BAM with the appoval of two steam converters of the NPP Lingen are presented as the first approval process for SCO-III objects in Germany. The primary additions to SSR-6 include SCO-III classification and requirements, approval and administrative requirements for the new classification, and the addition of SCO-III to the proper shipping name for UN 2913. Advisory material drafted for the new requirements will be included in the next revision of SSG-26, Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, expected to be published soon. Note that at this time the proposed provisions for large objects do not include components such as reactor vessels, due to the more limited experience and greater radioactivity levels. The SCO-III concept lays the groundwork and may be extended to cover other large objects that are classified as low specific activity (LSA) material in the future. T2 - Kerntechnik 2022 CY - Leipzig, Germany DA - 21.06.2022 KW - Transportbehälter KW - Radioaktive Stoffe KW - Oberflächenkontaminiert KW - SCO-III PY - 2022 AN - OPUS4-55424 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Lengas, Nikolaos T1 - Development of an analysis and testing concept for the evaluation of impact targets in the mechanical safety testing of dangerous goods packagings N2 - The mechanical and geometrical properties of impact targets greatly influence the outcome of a drop test. The International Agreement concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Road (ADR) as well as ISO 2248 describe the characteristics of impact targets for drop tests of dangerous goods packagings. According to these regulations, the impact target’s surface needs to be unyielding, under testing conditions non-deformable, flat, and integral with a mass at least 50 times that of the heaviest packaging to be tested. The problem is that many production facilities, especially manufacturers of corrugated fibreboard boxes, do not have their own testing device with the required 50 times mass ratio of the impact target for a regulation compliant drop test during series production. Furthermore, at UN level it is considered necessary to revise these requirements. In the present paper, the impact target requirements are examined in detail and compared with those in other technical areas (e.g., impact target for container for the transport of radioactive materials). A research method is being developed to investigate the dependency between the mass ratio of the packaging and the target as well as the damage resistance of a drop tested package in relation to specific design characteristics. The results are of high relevance for industry purposes and intended to ensure a uniform level of safety assessment for the mechanical testing of dangerous goods packagings. T2 - IAPRI Bangkok 2022, 23rd World Packaging Conference CY - Online meeting DA - 12.06.2022 KW - Corrugated fibreboard boxes KW - Dangerous goods packagings KW - Drop test KW - Impact target KW - Structural dynamics PY - 2022 AN - OPUS4-55121 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Schlick-Hasper, Eva T1 - Flow properties of powdery or granular filling substances of dangerous goods packagings - Comparison of the measurement of the angle of repose and the determination of the Hausner ratio N2 - To ensure safety when transporting dangerous goods, it is important to specify the flow properties of the respective solid filling substance of the packagings. For this purpose, the angle of repose is currently used for the UN approvals in Germany. Measurements were carried out on 12 powdery or granular substances applying the angle of repose measuring methods customary in the test centres. The results of the methods differ significantly from each other. In addition, some of the techniques cannot be applied for very cohesive or coarse-grained materials. The results for the angle of repose show a strong scatter for some constellations (coefficient of variation more than 20 %). Safety during transport of dangerous goods cannot be guaranteed with this currently practiced system of measuring the angle of repose. As a consequence, an alternative parameter to characterize the flow properties of bulk materials should be used in the recognized test centers for dangerous goods packagings, such as the Hausner ratio. This approach leads to more precise test results for the substances examined (maximum coefficient of variation 2.8 %). It also has advantages in terms of applicability and occupational safety. Since the flow properties are safety-relevant, both in terms of mechanical safety and safety against the release of dangerous substances, the testing practice in the recognized test labs should be improved and standardized. T2 - IAPRI Bangkok 2022 23rd World Packaging Conference CY - Online meeting DA - 12.06.2022 KW - Sift-proofness KW - Powders KW - Flow properties KW - Flowability KW - Angle of repose KW - Hausner ratio PY - 2022 AN - OPUS4-55103 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Gaddampally, Mohan Reddy T1 - Failure Analysis on Irradiated Claddings Subjected to Long-Term Dry Interim Storage N2 - Long-term dry interim storage may adversely affect the mechanical properties of spent fuel rods, possibly resulting in a reduced resilience during handling or transport after storage. Since the cladding is the first barrier for the spent fuel pellets, its integrity must be demonstrated until the end of interim storage and subsequent transportation. An established method for characterizing the cladding material is the ring compression test, in which a small, cylindrical sample of the cladding tube is subjected to a compressive load. This test is a laboratory representation of a load case where the fuel rod is crushed. Pre-storage drying and the early stage of interim storage can subject the cladding to higher temperatures and higher pressure induced tensile hoop stresses than those associated with in-reactor operation and pool storage. Under these conditions, radial hydrides may precipitate in zirconium-based alloys (Zircaloy) during slow cooling, which result in embrittlement of the cladding material and eventually a possible sudden failure of cladding integrity under additional mechanical loads. Especially long, continuous radial hydride structures and low temperature can cause severe embrittlement of claddings and finally failure by fracture even at small deformations. Therefore, the study of hydride morphology plays an important role in describing the brittle failure behaviour of the claddings. The focus of the presented research is on the development of appropriate numerical methods for predicting the mechanical behaviour and identification of limiting conditions to prevent brittle fracture of Zircaloy claddings. Typical hydride morphologies are shown. An iterative inverse analysis method is described for deriving the elastic-plastic material properties in the hoop direction of a ring-shaped sample. A modelling approach based on cohesive zones is explained which is able to reproduce the propagation of cracks initiated at radial hydrides in the zirconium matrix. The developed methods are applied to defueled samples of cladding alloy ZIRLO®, which were subjected to a thermo-mechanical treatment to reorient existing circumferential hydrides to radial hydrides. A selected sample showing sudden load drops during a quasi-static ring compression test is analysed by means of fracture mechanics for illustrative purposes. This project as part of the European Joint Programme on Radioactive Waste Management has received funding from the European Union’s Horizon 2020 research and innovation programme under grant agreement no. 847593. T2 - BAM-Kolloquium der Abteilung 3 CY - Berlin, Germany DA - 05.06.2023 KW - Cladding Embrittlement KW - Cohesive Zone Modelling KW - Ring Compression Test KW - Spent Nuclear Fuel PY - 2023 AN - OPUS4-57598 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Wu, J. A1 - Gong, M. A1 - Zhang, W. A1 - Mehmood, Asad A1 - Zhang, J. A1 - Ali, G. A1 - Kucernak, A. T1 - Simultaneously incorporating atomically dispersed Co-Nₓ sites with graphitic carbon layer-wrapped Co₉S₈ nanoparticles for oxygen reduction in acidic electrolyte N2 - A facile yet robust synthesis is reported herein to simultaneously incorporate atomically dispersed Co-Nₓ sites with graphitic layer-protected Co₉S₈ nanoparticles (denoted as Co SACs+Co₉S₈) as an efficient electrocatalyst for oxygen reduction in acidic solution. The Co SACs+Co₉S₈ catalyst shows low H₂O₂ selectivity (∼5 %) with high half-wave potential (E1/2) of ∼0.78 V(RHE) in 0.5 M H₂SO₄. The atomic sites of the catalyst were quantified by a nitrite stripping method and the corresponding site density of the catalyst is calculated to be 3.2×10¹⁸ sites g⁻¹. Besides, we also found the presence of a reasonable amount of Co₉S₈ nanoparticles is beneficial for the oxygen electrocatalysis. Finally, the catalyst was assembled into a membrane electrode assembly (MEA) for evaluating its performance under more practical conditions in proton exchange membrane fuel cell (PEMFC) system. KW - Co−N-Cs KW - Fuel cells KW - Single-atom catalysts KW - Oxygen reduction reaction KW - PGM-free catalysts PY - 2023 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-575993 DO - https://doi.org/10.1002/celc.202300110 SN - 2196-0216 VL - 10 IS - 12 SP - 1 EP - 9 PB - Wiley-VCH CY - Weinheim AN - OPUS4-57599 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR A1 - Olscher, C. A1 - Jandric, A. A1 - Zafiu, C. A1 - Part, Florian T1 - Evaluation of marker materials and spectroscopic methods for tracer-based sorting of plastic wastes N2 - Plastics are a ubiquitous material with good mechanical, chemical and thermal properties, and are used in all industrial sectors. Large quantities, widespread use, and insufficient management of plastic wastes lead to low recycling rates. The key challenge in recycling plastic waste is achieving a higher degree of homogeneity between the different polymer material streams. Modern waste sorting plants use automated sensor-based sorting systems capable to sort out commodity plastics, while many engineering plastics, such as polyoxymethylene (POM), will end up in mixed waste streams and are therefore not recycled. A novel approach to increasing recycling rates is tracer-based sorting (TBS), which uses a traceable plastic additive or marker that enables or enhances polymer type identification based on the tracer’s unique fingerprint (e.g., fluorescence). With future TBS applications in mind, we have summarized the literature and assessed TBS techniques and spectroscopic detection methods. Furthermore, a comprehensive list of potential tracer substances suitable for thermoplastics was derived from the literature. We also derived a set of criteria to select the most promising tracer candidates (3 out of 80) based on their material properties, toxicity profiles, and detectability that could be applied to enable the circularity of, for example, POM or other thermoplastics. KW - Circular economy KW - Post-consumer plastic waste KW - Plastic waste recycling KW - Tracer-based sorting KW - Sensor-based sorting KW - Spectroscopy KW - Fluorescent markers KW - Thermoplastics KW - Polyoxymethylene PY - 2022 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-555624 DO - https://doi.org/10.3390/polym14153074 SN - 2073-4360 VL - 14 SP - 1 EP - 20 PB - MDPI CY - Basel AN - OPUS4-55562 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Wille, Frank T1 - Test facilities for transport and storage packages at BAM N2 - BAM acts as authority and for service in safety assessment of packages for transport and storage of radioactive materials. We offer extensive test capabilities and application of analytical methods for design verification and simulation for all types of packages for the transport and storage of radioactive materials according with the international IAEA Regulations for the safe transport and for national storage acceptance criteria. BAM operates several test facilities for drop and stacking testing, leak testing and thermal testing. The large drop test tower allows dropping full-scale specimens up to 200,000 kg in any drop orientation as requested. The comprehensive test facilities combined with long-term experience, newest equipment and measurement devices according to the latest state-of-the-art technology ensures realisation of complex test campaigns for package safety evaluation. Beyond that, non-destructive and destructive material test devices and experts are available. Equipment and application of all kinds of typical measurement categories can be offered for testing campaigns. In recent years we performed testing of full-scale type B package models with complex handling and preparation procedures. The results were contributed for different package design approval procedures. Type A packages mainly designed for medical related transport purposes, were continuously tested according to the transport regulations over recent years as well. Moreover, we work on research topics with relevance to package safety. The mechanical behaviour of lid closure systems under transport and storage conditions and the thermal behaviour of impact limiters were recently of special importance for the assessment competencies of BAM and were investigated under use of our test facilities. The paper describes the test facilities and capabilities for package design safety evaluation at BAM and shows examples from our recent work. T2 - PATRAM 2022, 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials CY - Juan-les-Pins, France DA - 11.06.2023 KW - Transport KW - Drop testing KW - Fire test KW - IAEA KW - Package PY - 2023 AN - OPUS4-58088 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Feldkamp, Martin T1 - R&D Activities by BAM Related to Transport Package Fire Testing N2 - Packages for the transport of radioactive material shall meet the mechanical and thermal test requirements of the International Atomic Energy Agency (IAEA) regulations for package design approval. Besides mechanical testing, the Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM) performs thermal tests in accordance with the IAEA regulations. The thermal test includes a 30-minute 800°C fully engulfing fire. BAM continuously performs various thermal experiments for the investigation of the thermal response of packages with respect to the IAEA fire. The purpose of this paper is to give an overview of the already performed, ongoing and future physical tests and experiments of BAM in the field of thermal investigations. These research and development works shall support our competencies for the authority package design assessment. BAM operates a propane gas fire test facility. To be able to carry out comparative investigations and validity between the propane fire and the in detail prescribed pool fire test in the regulations, BAM carries out various calorimetric tests and investigates the boundary conditions of the fire with the help of fire reference packages. At the same time, we are conducting various fire scenarios with wood-filled impact limiters. Large-scale fire tests of impact limiters are carried out on a full scale as well as on a small scale. Influencing variables are investigated in particular by means of geometric changes and the consideration of artificial damages, in particular holes. In addition to propane fire as a heat source, thermal scenarios are also investigated with hydrogen as heat source and an infrared radiator system to ignite test specimens. For these numerous test arrangements, the transferability to existing and newly developed transport package designs is essential and fruitful within the review of design approvals, especially for Dual Purpose casks with a long-lasting operation time. T2 - 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM 22) CY - Juan-les-Pins, France DA - 11.06.2023 KW - Fire Testing KW - Wood KW - Hydrogen KW - Fire Reference Test PY - 2023 AN - OPUS4-57722 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Komann, Steffen A1 - Linnemann, Konrad A1 - Wille, Frank A1 - Reiche, Ingo A1 - Ramsay, J. T1 - New SCO-iii regulations to ship large comonents as surface contaminated objects N2 - The decommissioning or refurbishment of nuclear facilities necessitates either the storage or disposal of large radioactive components such as steam generators, pressurizers, reactor pressure vessels and heads, and coolant pumps, to list the major contributors. These components or objects are large in size and mass, measuring up to approximately 6 meters in diameter, up to 20 meters in length, and weighing over 400 000 kg. In many situations, the components are transported off-site to a storage, disposal or recycling/treatment facility. Previously, many large objects had to be transported under special arrangement. T2 - PATRAM22 CY - Juan les Pins, France DA - 11.06.2023 KW - Gefahrgut KW - Radioaktive Stoffe KW - Rückbau kerntechnischer Anlagen KW - Transport PY - 2023 SP - 1 EP - 8 AN - OPUS4-57750 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Rolle, Annette A1 - Komann, Steffen A1 - Wille, Frank T1 - Ageing aspect in design approval of special form radioactive material N2 - In accordance with the IAEA transport regulations, the design of special form radioactive material (SFRM) shall resist a severe transport accident without undue loss or dispersal of radioactive material. The safety assessment for design approval includes besides the program for physical tests (impact, percussion, bending and heat test) also the evaluation of the management system for design, manufacture, testing, documentation, use, maintenance, and inspection. SFRM source design plus management system shall ensure, that every specimen of the approved design is able to survive the severe mechanical and thermal tests at any time of its SFRM-working life. Due to the long-term use of SFRM designs in most cases, the assessment of the source ageing behavior is an important aspect in the approval procedure. Different fields of application imply a wide range of environmental conditions, from clean room atmosphere to highly aggressive industrial conditions. Besides of radioactive content, corrosion is a main factor for possible SFRM design degradation. Although the IAEA Advisory Material SSG-26 already implies an indication of the need for considering ageing mechanisms, suitable amendments in the regulatory requirements of SSR-6 should be introduced to make the approval procedure more transparent and help to reduce rounds of questions by the authority. A supplementary requirement for considering of ageing mechanisms could be a helpful contribution to an international harmonization of the approval procedure. This paper will describe major influencing factors to be considered to assess the ageing behavior of a SFRM design and will identify the need for a regulatory specification of a SFRM-working life as basis for the assessment of the SFRM design regarding time-dependent weakening. A proposal for an explicit requirement for consideration of ageing mechanisms in safety assessment of SFRM, which should be considered in the ongoing SSR-6 revision cycle, will be explained. T2 - PATRAM22 Conference CY - Juan-Les-Pins, France DA - 11.06.2023 KW - Radioaktive Stoffe KW - Beförderung KW - Zulassung KW - Strahlenschutz PY - 2023 AN - OPUS4-57781 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Rolle, Annette A1 - Komann, Steffen A1 - Wille, Frank T1 - Ageing aspect in design approval of special form radioactive material N2 - In accordance with the IAEA transport regulations, the design of special form radioactive material (SFRM) shall resist a severe transport accident without undue loss or dispersal of radioactive material. The safety assessment for design approval includes besides the program for physical tests (impact, percussion, bending and heat test) also the evaluation of the management system for design, manufacture, testing, documentation, use, maintenance, and inspection. SFRM source design plus management system shall ensure, that every specimen of the approved design is able to survive the severe mechanical and thermal tests at any time of its SFRM-working life. Due to the long-term use of SFRM designs in most cases, the assessment of the source ageing behavior is an important aspect in the approval procedure. Different fields of application imply a wide range of environmental conditions, from clean room atmosphere to highly aggressive industrial conditions. Besides of radioactive content, corrosion is a main factor for possible SFRM design degradation. Although the IAEA Advisory Material SSG-26 already implies an indication of the need for considering ageing mechanisms, suitable amendments in the regulatory requirements of SSR-6 should be introduced to make the approval procedure more transparent and help to reduce rounds of questions by the authority. A supplementary requirement for considering of ageing mechanisms could be a helpful contribution to an international harmonization of the approval procedure. This paper will describe major influencing factors to be considered to assess the ageing behavior of a SFRM design and will identify the need for a regulatory specification of a SFRM-working life as basis for the assessment of the SFRM design regarding time-dependent weakening. A proposal for an explicit requirement for consideration of ageing mechanisms in safety assessment of SFRM, which should be considered in the ongoing SSR-6 revision cycle, will be explained. T2 - PATRAM22 Conference CY - Juan-Les-Pins, Antibes, France DA - 11.06.2023 KW - Ttransport KW - Radioactive material KW - Sealed sources KW - Ageing PY - 2023 SP - 1 EP - 6 AN - OPUS4-57786 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Komann, Steffen T1 - New SCO-III regulations to ship large components as surface contaminated objects N2 - The decommissioning or refurbishment of nuclear facilities necessitates either the storage or disposal of large radioactive components such as steam generators, pressurizers, reactor pressure vessels and heads, and coolant pumps, to list the major contributors. These components or objects are large in size and mass, measuring up to approximately 6 meters in diameter, up to 20 meters in length, and weighing over 400 000 kg. In many situations, the components are transported off-site to a storage, disposal or recycling/treatment facility. Previously, many large objects had to be transported under special arrangement T2 - PATRAM22 Konferenz CY - Juan-les-Pins, France DA - 11.06.2023 KW - Radioaktive Stoffe KW - Rückbau kerntechnischer Anlagen KW - Transport KW - Gefahrgut PY - 2023 AN - OPUS4-57751 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Lengas, Nikolaos T1 - Bewertung von Fallfundamenten in der mechanischen Sicherheitsprüfung von Gefahrgutverpackungen N2 - Bericht über die Vorgehensweise der systematischen Untersuchungen zur Entwicklung angepasster Kriterien für die Bewertung von Aufprallfundamenten in der mechanischen Sicherheitsprüfung von Gefahrgutverpackungen T2 - AK Prüfstellen CY - Berlin, Germany DA - 21.09.2022 KW - Fallprüfung KW - Aufprallfundament KW - Gefahrgutverpackung KW - Fallfundament KW - Mechanische Sicherheitsprüfung PY - 2022 AN - OPUS4-55842 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Lengas, Nikolaos T1 - Bewertung von Fallfundamenten in der mechanischen Sicherheitsprüfung von Gefahrgutverpackungen N2 - Bericht über die Vorgehensweise der systematischen Untersuchungen zur Entwicklung angepasster Kriterien für die Bewertung von Aufprallfundamenten in der mechanischen Sicherheitsprüfung von Gefahrgutverpackungen T2 - ERFA Verpackungen CY - Berlin, Germany DA - 22.09.2022 KW - Fallprüfung KW - Aufprallfundament KW - Gefahrgutverpackung KW - Fallfundament KW - Mchanische Sicherheitsprüfung PY - 2022 AN - OPUS4-55843 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - CONF A1 - Lengas, Nikolaos T1 - Damage assessment of complete, filled fibreboard boxes in regulative vertical impact tests by dropping N2 - Due to the high damping mechanical properties of fibreboard materials, corrugated fibreboard boxes are widely used as transport packages of dangerous goods. Since there is a hazard of vertical impact within the distribution system, drop tests are performed as design type tests to assess the package’s ability to withstand damage. However, there is little information in this context regarding the mechanical response of a filled fibreboard box. This work aims to propose a concept utilizing experimental drop test results by means of finite-element (FE) analyses in order to predict the damage resistance of complete, filled corrugated fibreboard boxes which are ready for transportation. T2 - 38th Danubia Adria Symposium on Advances in Experimental Mechanics CY - Poros Island, Greece DA - 20.09.2022 KW - Drop test KW - Dangerous goods packagings KW - Corrugated fibreboard box KW - Finite-element-analysis KW - Explicit transient simulation KW - Crash simulation PY - 2022 AN - OPUS4-55845 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - JOUR T1 - Amts- und Mitteilungsblatt, Band 52, Heft 4 T3 - Amts- und Mitteilungsblatt der BAM - 4/2022 KW - Zulassungen KW - Anerkennungen PY - 2022 UR - https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:kobv:b43-567677 SN - 0340-7551 VL - 52 IS - 4 SP - 405 EP - 460 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-56767 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -