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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.
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.
Der Vortrag vermittelt einen Überblick über internationale Forschungsaktivitäten im Hinblick auf zukünftig deutlich zu verlängernde Zwischenlagerzeiträume für bestrahlte Brennelemente. Ausgehend von der aktuellen Entsorgungssituation werden die relevanten Fragestellungen skizziert. Davon ausgehend werden die FuE-Aktivitäten der IAEA vorgestellt sowie die wichtigsten Themen beim Extended Storage Collaboration Program (ESCP) in den USA. Schließlich wird das "European Joint Programme on Radioactive Waste Management and Disposal“ kurz vorgestellt und werden die nationalen Initiativen auf diesem Sektor diskutiert.
der Vortrag stellt den aktuellen Bearbeitungsstand und Ergebnisse des laufenden Drittmittelvorhabens LaMEP vor. Hierbei geht es um Alterungsprozesse an sicherheitsrelevanten Behälterkomponenten während der langfristigen trockenen Zwischenlagerung bestrahlter Brennlemente und hochradioaktiver Abfälle. Die Untersuchungen umfassen Metall- und Elstomerdichtungen sowie Polymerkomponenten zur Neutronenabschirmung.
Im Zuge des Rückbaus kerntechnischer Anlagen in Deutschland müssen u. a. Großkomponenten (Dampferzeuger, Reaktordruckbehälter) über öffentliche Verkehrswege in Zwischenlager transportiert werden, in denen sie zerlegt bzw. zwischengelagert werden. Da es sich hierbei um aktivierte und/oder oberflächenkontaminierte Objekte handelt, ist eine Begutachtung unter Berücksichtigung der Gefahrgutbeförderungsvorschriften notwendig. In den meisten Fällen handelt es sich um oberflächenkontaminierte Gegenstände, welche als Industrieversandstücke des Typs IP-2 zu befördern sind.
Ein wesentliches sicherheitstechnisches Kriterium für Transport und Lagerbehälter ist das Langzeitverhalten von verschraubten Deckel-Dichtsystemen unter Verwendung von Metall- und Elastomerdichtungen sowie von im Behälterkörper integrierten Polyethylenen zur Neutronen¬abschirmung.
Die ordnungsgemäße Funktion der Metalldichtungen ist Voraussetzung für die Einhaltung der geforderten Dichtheit des Deckelsystems, während die Elastomerdichtungen für die Messung der Leckagerate an den Metalldichtungen benötigt werden. Darüber hinaus kommen Elastomer-dichtungen als Primärdichtungen in Behältern für radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung zum Einsatz.
Zur Bewertung des Dichtungsverhaltens sind die alterungsabhängige verbleibende Rückstellkraft für die Metall- und Elastomerdichtungen sowie die sog. nutzbare Rückfederung bei Metalldichtungen von entscheidender Bedeutung. Für Elastomerdichtungen ist zusätzlich eine radiologisch bedingte Materialdegradation zu bewerten.
In Bezug auf das Alterungsverhalten von Polyethylen zur Neutronenabschirmung sind neben zeit- und temperaturabhängigen Materialveränderungen insbesondere auch durch Gammastrahlung induzierte Degradationseffekte wie Wasserstoffabspaltung, Vernetzung und Abbau der Polymer¬moleküle zu berücksichtigen. Über die eigentliche Bewertung der Abschirmeigenschaften hinaus sind somit zusätzlich Auswirkungen von Degradationsprodukten auf andere Behälterkomponenten zu diskutieren.
Die an der BAM im Fachbereich 3.4 Sicherheit von Lagerbahältern durchgeführten und aktuell laufenden Untersuchungen werden vorgestellt und diskutiert.