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 - 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 - RPRT A1 - Caruso, Stefano A1 - Vlassopoulos, Efstathios A1 - Dagan, Ron A1 - Fiorito, Luca A1 - Herm, Michel A1 - Jansson, Peter A1 - Kromar, Marjan A1 - Király, Márton A1 - Leppanen, Jaakko A1 - Feria Marquez, Francisco A1 - Metz, Volker A1 - Papaioannou, Dimitrios A1 - Herranz, Luis Enrique A1 - Rochman, Dimitri A1 - Schillebeeckx, Peter A1 - Seidl, Marcus A1 - Hernandez Solis, Augusto A1 - Stankovskiy, Alexey A1 - Alvarez Velarde, Francisco A1 - Verwerft, Marc A1 - Rodriguez Villagra, Nieves A1 - Zencker, Uwe A1 - Žerovnik, Gasper T1 - EURAD - Work Package 8 - Deliverable 8.1 - State-of-the-art report N2 - A state-of-the-art (SOTA) review on characterisation of spent nuclear fuel (SNF) properties in terms of source term and inventory assessment (neutron, gamma-ray emission, decay heat, radionuclide inventory, elemental content) and in terms of out-of-core fuel performance (cladding performance and fuel integrity in view of the safety criteria for SNF interim storage, transport and canister packaging) using several numerical and experimental approaches and methodologies is presented. This SOTA report is a result of the spent fuel characterisation (SFC) work package as part of the European Joint Programme on Radioactive Waste Management (EURAD), which offers an overview of the status of knowledge in the field of SNF characterisation and assessment during the pre-disposal phase. The document aims to focus on the current safety-significant gaps and related challenges, providing a direct link to the goals of the mandated actors of EURAD. The report is expected to be used by all EURAD colleagues in their national programmes as a key resource for knowledge management programmes and to contribute to demonstrating and documenting the state-of-the-art. KW - Radioactive waste management KW - Spent fuel characterisation KW - Extended interim storage KW - Predisposal PY - 2022 UR - https://www.ejp-eurad.eu/publications/eurad-d81-state-art-report SP - 1 EP - 112 PB - Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA) CY - Châtenay-Malabry AN - OPUS4-59154 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Zencker, Uwe A1 - Aguado, Carlos A1 - Arkoma, Asko A1 - Bertsch, Johannes A1 - Cristóbal Beneyto, Miguel A1 - Feria Marquez, Francisco A1 - Herranz, Luis Enrique A1 - Ivanov, Ivan A1 - Király, Márton A1 - Nasyrow, Ramil A1 - Papaioannou, Dimitrios A1 - Ruiz-Hervias, Jesus A1 - Vlassopoulos, Efstathios T1 - Thermo-mechanical-chemical properties of unirradiated and irradiated samples of spent nuclear fuel rod segments and cladding N2 - The report addresses the experimental characterisation, thermo-mechanical modelling and performance of unirradiated and irradiated samples of spent nuclear fuel rod segments and cladding. Hydrogen is relocated in nuclear fuel claddings by diffusion along temperature, stress, and concentration gradients, and towards a liner if existent. The precipitation of hydrides during cool-down at the beginning of the storage is influenced by mechanical stress. A strong accumulation of hydrides and a disadvantageous hydride alignment in relation to the stress state can affect the mechanical properties and compromise the fuel cladding integrity. Neutron radiography is used to determine spatially resolved hydrogen and hydride distributions in claddings. A liner in duplex claddings attracts hydrogen, which will then no longer be available to form detrimental hydrides in the bulk part of the cladding. Individual three-point bending and gravitational impact tests on filled pressurised spent nuclear fuel rod segments were conducted in hot-cell facilities. The material behaviour under three-point bending in the presence of hydrides and at different temperatures was systematically investigated in quasi-static laboratory tests on unirradiated rod segments with and without surrogate pellets until rupture. Ring compression tests were carried out on irradiated and unirradiated samples at different temperatures and both with and without radial hydrides. With radial hydrides, brittle failure is possible even at low deformation and simultaneously low temperature. Crack initiation will occur on the radial hydride with the highest fracture mechanics load, which depends on the hydride size in the regions with the highest hoop stresses. Due to the high hydrogen content used in creep tests conducted, precipitation hardening of the hydrides in the zirconium alloy significantly reduces the creep rate, as it strengthens the material and inhibits the dislocation sliding. The use of finite element analyses on mechanical tests to determine the cladding properties using a numerical optimisation method based on a large number of automatically generated sensitivity calculations is demonstrated. The brittle fracture of cladding samples with radial hydrides in the ring compression test can be described with a cohesive zone model if the cohesive parameters are selected appropriately and the hydride morphology is specified. Progress was made in the verification, validation and enhancement of spent fuel performance codes by the compilation of a representative validation database (related to rod internal pressure, fission gas release, rod void volume, and in-clad hydrogen distribution), the enhancement of CIEMAT’s FRAPCON-xt code for rod internal pressure prediction at high burnup, the enhancement of CIEMAT’s in-clad hydrogen performance subroutine HYDCLAD with more phenomenological modelling, the extension of INL’s BISON code with a cladding creep law for dry storage, and a benchmark with FRAPCON-xt and BISON simulating in-reactor and dry storage scenarios. KW - Spent Nuclear Fuel KW - Cladding KW - Experimental Characterisation KW - Modelling KW - Fuel Performance Code PY - 2024 SP - 1 EP - 102 PB - European Joint Programme EURAD AN - OPUS4-61008 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Vlassopoulos, Efstathios A1 - Dagan, Ron A1 - Fiorito, Luca A1 - Herm, Michel A1 - Jansson, Peter A1 - Kromar, Marjan A1 - Király, Márton A1 - Leppanen, Jaakko A1 - Feria Marquez, Francisco A1 - Metz, Volker A1 - Papaioannou, Dimitrios A1 - Herranz, Luis Enrique A1 - Rochman, Dimitri A1 - Schillebeeckx, Peter A1 - Seidl, Marcus A1 - Hernandez Solis, Augusto A1 - Stankovskiy, Alexey A1 - Alvarez Velarde, Francisco A1 - Verwerft, Marc A1 - Rodriguez Villagra, Nieves A1 - Wiss, Thierry A1 - Zencker, Uwe A1 - Žerovnik, Gasper T1 - EURAD Work Package 8 Deliverable 8.2 Updated State-of-the-Art Report N2 - The state-of-the-art (SOTA) report offers an overview of the status of knowledge in the area of spent nuclear fuel (SNF) characterisation and assessment during the pre-disposal phase using several numerical and experimental approaches and methodologies. A review on characterisation of SNF properties in terms of source term and inventory assessment (neutron, gamma-ray emission, decay heat, radionuclide inventory, and elemental content) and in terms of out-of-core fuel performance (cladding performance and fuel integrity in view of the safety criteria for SNF interim storage, transport and canister packaging) is presented. This updated SOTA report provides the progress made in the spent fuel characterisation (SFC) work package as part of the European Joint Programme on Radioactive Waste Management (EURAD), documents the identified technical gaps, and provides recommendations for future work. The report is expected to be used by all EURAD colleagues in their national programmes as a key resource for knowledge management programmes and to contribute to demonstrating and documenting the state-of-the-art. KW - Radioactive waste management KW - Spent fuel characterisation KW - Extended interim storage KW - Predisposal PY - 2024 UR - https://www.ejp-eurad.eu/publications/d82-updated-state-art-report SP - 1 EP - 182 AN - OPUS4-61218 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Zencker, Uwe A1 - Simbruner, Kai A1 - Völzke, Holger T1 - Entwicklung eines bruchmechanischen Berechnungsansatzes zur Beschreibung des Festigkeitsverhaltens von Brennstabhüllrohren bei längerfristiger Zwischenlagerung (BRUZL) N2 - Es werden Methoden zur sicherheitstechnischen Bewertung des mechanischen Verhaltens von Brennstabhüllrohren entwickelt, um sprödes Versagen in Belastungsszenarien nach längerfristiger trockener Zwischenlagerung zu verhindern. Unbestrahlte Brennstabhüllrohrsegmente aus der Zirkoniumlegierung ZIRLO® wurden hydriert und thermomechanischen Behandlungen unterzogen, um Hüllrohrmaterial durch Ausscheidung radialer Hydride zu verspröden. Die Proben mit radialen Hydriden wurden im Ring Compression Test (RCT) bei Raumtemperatur untersucht. Bereits bei kleinen Probenverformungen wurden abrupte Kraftabfälle mit instabiler Rissausbreitung durch das Netzwerk radialer Hydride beobachtet. Die Risslängen erreichten in einigen Fällen bis zu 90 % der Wanddicke. Der mikromechanische Versagensmechanismus ist Quasi-Spaltbruch in den Hydriden und Porenbildung, -wachstum und -vereinigung in der Zirkoniummatrix an den duktilen Brücken zwischen benachbarten Hydriden. Es wurde ein Finite-Elemente-Modell des Ring Compression Tests erstellt, um das Versagensverhalten zirkoniumbasierter Legierungen mit radialen Hydriden im RCT zu analysieren. Die Fließkurve für das elastisch-plastische Materialmodell des Matrixmaterials wurde durch eine inverse Finite-Elemente-Analyse ermittelt. Kohäsivzonenmodelle wurden benutzt, um die plötzlichen Kraftabfälle zu reproduzieren. Es wurde ein mikromechanisches Modell mit statistisch generierten Matrix-Hydrid-Verteilungen entwickelt, das zwischen sprödem Versagen entlang der Hydride und duktilem Versagen der Zirkoniummatrix in der Kohäsivzone unterscheidet. Für das jeweilige Materialverhalten wird ein lokales zweiparametriges Versagenskriterium auf Grundlage der Kohäsionsfestigkeit und der Separationsenergie bei einer festgelegten Form des Kohäsivgesetzes vorgeschlagen. Geeignete Kohäsivparameter lassen sich mit einer inversen Finite-Elemente-Analyse des Versagensverhaltens von hydrierten Proben im Ring Compression Test bestimmen. In den Simulationen lag der Schwerpunkt auf dem ersten Kraftabfall. Die Berechnungsergebnisse stimmen gut mit den RCT-Ergebnissen überein. Es konnte gezeigt werden, dass die Rissinitiierung und -ausbreitung stark von der speziellen Anordnung der radialen Hydride und Matrixbrücken in der Bruchzone abhängt. Die numerische Modellbildung wurde an Versuchen mit bestrahlten Proben aus der Zirkoniumlegierung M5® validiert. KW - Zwischenlagerung KW - Brennstabhüllrohr KW - Versagensmechanismus KW - Kohäsivzonenmodell KW - Ring Compression Test PY - 2022 SP - 1 EP - 106 PB - Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) CY - Berlin AN - OPUS4-56853 LA - deu AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER - TY - RPRT A1 - Völzke, Holger A1 - Cherkouk, Andrea A1 - Zajec, Bojan A1 - Debelle, Aurélien A1 - Alonso, Ursula A1 - Ganster, Patrick A1 - Generelo-Casajus, Lidia A1 - Merroun, Mohamed L. A1 - Morales-Hidalgo, Mar A1 - Pakarinen, Janne A1 - Rossignol, Fabrice A1 - Trentin, Andressa T1 - Durability of traditional and innovative disposal container materials and coatings: State-of-the-art and further research within InCoManD N2 - This document provides a consolidated state-of-the-art overview of current knowledge on containers designed to safely isolate heat-generating high-level radioactive waste in deep geological repositories (DGRs). These containers form a vital part of the multi-barrier safety system that ensures long-term protection of people and the environment. Their durability — especially their resistance to corrosion and mechanical stress — is essential, as they are expected to perform over time scales ranging from hundreds to hundreds of thousands of years. The findings presented here are taken from recent research studies out of the EURAD programme and also from the EURAD-1 ConCorD project (Work Package 15, 2021–2024), which reviewed the performance of various container materials, including copper, carbon steel and silicon carbide. The report covers experimental results under relevant disposal conditions, the impact of manufacturing and sealing processes, and the current capabilities of modelling tools to simulate the complex underground environment in which these containers will operate. In addition to summarising knowledge on traditional materials, the document highlights recent progress and remaining challenges related to innovative ceramic-based containers. Key issues include ensuring effective sealing and mechanical integrity, particularly under harsh and evolving conditions over long periods. The report also emphasizes the importance of understanding how different environmental and mechanical factors interact to influence container degradation. Neither corrosion nor stress alone can fully explain long-term behaviour, and both must be studied together. Finally, this state-of-the-art sets the stage for future work, especially the EURAD-2 InCoManD project (Work Package 9), which will build on these findings to improve testing methods, refine models, and explore promising new materials and design solutions for safer and more reliable waste containment. Research activities within InCoManD are hence briefly described throughout this document. KW - Disposal container KW - Radioactive waste KW - Deep geological repository KW - Corrosion resistance KW - Durability PY - 2025 UR - https://www.ejp-eurad.eu/sites/default/files/2025-06/EURAD2_WP09_INCO_T02_01_D09.1_SOTA_0.pdf N1 - This document is a deliverable of the European Partnership on Radioactive Waste Management 2 (EURAD-2); EURAD-2 is co-funded by the European Union under Grant Agreement N°101166718. VL - Deliverable 9.1 SP - 1 EP - 60 PB - Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA) CY - Châtenay-Malabry AN - OPUS4-63303 LA - eng AD - Bundesanstalt fuer Materialforschung und -pruefung (BAM), Berlin, Germany ER -