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Ein Endlager für radioaktive Abfälle muss auf Dauer vor dem Eindringen von Wasser geschützt werden. Aus diesem Grund errichtete die Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) ein Verschlussbauwerk als InSitu Versuch im Endlager Morsleben. Hierfür wurde eine bergmännische Auffahrung mit Salzbeton verfüllt.
Zusätzliche in regelmäßigen Abständen eingebaute Trennbleche sollen der Ausbreitung eventueller Risse entgegenwirken.
Das Versuchsobjekt wurde mit Ultraschallmessungen bezüglich der Lage und Orientierung möglicher Risse untersucht. Diese Messungen wurden an der Stirnfläche des Salzbetonkörpers durchgeführt. Für die Datenakquisition fand ein neuartiges Messsystem Anwendung, mit welchem ein seismisches Akquisitionsschema realisiert werden kann. Dieses setzt sich aus mehreren Prüfköpfen zusammen, welche sowohl als Sender als auch als Empfänger fungieren. Somit lassen sich auch größere Sender-Empfänger-Abstände realisieren.
Vor der Bearbeitung der realen Messdaten wurde ein realitätsnahes synthetisches Modell erstellt, mit welchem die Abbildung eines Risses, eines eingebauten Monitoring-Instruments sowie des ersten Trennbleches in einer Tiefe von 8 m untersucht wurden. Die generierten synthetischen Daten wurden nach minimaler Preprozessierung mittels Kirchhoff-Prestack-Tiefenmigration sowie Reverse Time Migration (RTM) in Tiefensektionen umgewandelt. Insbesondere bei der Abbildung steilstehender Reflektoren lieferte die RTM hier ein besseres Ergebnis.
Im Anschluss wurden reale Messdaten in der gleichen Weise bearbeitet. Zusätzlich wurden die Ergebnisse mit denen der Synthetic-Aperture-Focusing-Technique (SAFT) verglichen. Dieses Verfahren ist der Kirchhoff-Migration sehr ähnlich und findet in der zerstörungsfreien Werkstoffprüfung routinemäßig Anwendung. Es stellte sich heraus, dass der RTM Algorithmus in einigen Fällen ein realitätsnäheres Abbild liefert. Die Resultate von Kirchhoff-Migrationund SAFT-Rekonstruktion sind hingegen sehr ähnlich. Alle Verfahren lokalisierten in gleicher Weise Risse in verschiedenen Tiefenlagen, welche hauptsächlich oberflächenparallel orientiert sind. Diese werden auch von Bohrungen bestätigt. Besonders herauszustellen ist die deutliche Abbildung des Trennbleches in großer Tiefe, was bisher noch nicht eindeutig gelungen war.
Mit diesem Beitrag berichtet die BAM über den Stand der Technik und die bereits existierenden Behälterbauarten für die Lagerung von mittelradioaktiven Abfällen mit Ausblick auf die Vorteile und Anwendungszwecke von Schmiedestahl als bevorzugter Behälterwerkstoff. Aus Sicht der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) wird dargestellt, welche Herausforderungen im Allgemeinen bei der Qualifizierung von Schmiedestahlbehältern existieren und warum diese im Vergleich zu den bislang verwendeten Konstruktionen bevorzugt zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen an die Barriereeigenschaften eines Behälters der Abfallbehälterklasse II (ABK II) ausgewählt werden.
Durch den Betrieb und den fortschreitenden Rückbau der in Deutschland stationierten Kernkraftwerke und kerntechnischen Anlagen, steigt auf Seiten der Industrie sowie Energieversorgungsunternehmen der Bedarf nach geeigneten Abfallbehältern zur Konditionierung und Entsorgung anfallender schwach- und mittelradioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung. Deutlich spürbar ist hierbei der Impuls der Hersteller auch Abfallbehälter aus anderen als den bislang verwendeten Werkstoffen wie z. B. Beton, Gusswerkstoff oder Stahlblech zu fertigen. Dabei besteht insbesondere das Interesse an der Herstellung von Konrad-Endlagerbehältern aus Schmiedestahl.
Die Verwendung von Schmiedestahl als Behälterwerkstoff ist bereits bei Transport- und Zwischenlagerbehältern für hochradioaktive Abfälle etabliert. Das Material bietet auch für Konrad-Endlagerbehälter aufgrund seiner günstigen Festigkeits- und Zähigkeitseigenschaften in Anbetracht der erhöhten Anforderungen an die Barriereeigenschaften von störfallfesten Behältern der Abfallbehälterklasse II gewisse Vorteile. Denn für Behälter der Abfallbehälterklasse II müssen gemäß Endlagerungsbedingungen und Produktkontrolle über die Abfallbehälterklasse I hinaus zusätzliche Kriterien an die Behälterauslegung zur Erhaltung der Integrität erfüllt werden. Ebenfalls müssen erhöhte Dichtheitskriterien zur Einhaltung zulässiger Radionuklidfreisetzungen während und nach einem mechanischen oder thermischen Störfallszenario eingehalten werden. Die größten Herausforderungen zur Qualifizierung von Schmiedestahlbehältern liegen in der Bewertung der Nachweiskonzepte zur Ermittlung der abdeckenden Fallorientierung und Prüfmusterkonfiguration für den geforderten Fallversuch aus 5 m Höhe. Hierbei ist gemäß Produktkontrolle das Prüfmuster so auszuwählen und zu fertigen, dass es einschließlich seines simulierten Inhalts für die Serienfertigung repräsentativ ist und bei der Fallprüfung der größtmögliche Schaden bezüglich maximaler Kräfte, maximaler Spannungen und maximaler Verformungen erzielt wird. Eine weitere wesentliche Herausforderung ist die Eignungsprüfung des vom Antragsteller ausgewählten konservativ abdeckenden Inventars für die einstündige Brandprüfung bei 800°C, welche die Gesamtheit der kritischen Eigenschaften der für die Serienbehälter vorgesehenen Inhalte, insbesondere Ionenaustauscherharze und Verdampferkonzentrate sowie deren Auswirkung auf die Wärmeverteilung, das Pyrolyseverhalten und den Druckaufbau im Behälter berücksichtigt.
Diese Prüfung hat das Ziel, die Erfüllung der Dichtheitskriterien nach einem simulierten thermischen Störfall nachzuweisen.
Bis auf einige Ausnahmen existieren in den Endlagerungsbedingungen und Produktkontrolle keine spezifischen Anforderungen an Behälterwerkstoffe. Grundsätzlich dürfen Behälter aus Werkstoffen hergestellt werden, die einzeln und in Ihrer Gesamtheit nachweislich für den Einsatzzweck der Behälter geeignet sind. Diese Anforderungen sind in der Regel dann erfüllt, wenn die verwendeten Schmiedestähle nach allgemein anerkannten Regeln der Technik hergestellt, gefügt und geprüft werden und im Rahmen der Bauartprüfung der Behälter ihre Eignung nachgewiesen werden. Neben den bisher explizit genannten Behälterwerkstoffen Beton, Guss(eisen) und Stahlblech hat das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) auch in Zusammenarbeit mit der BAM Schmiedestahl zusätzlich in die neue Revision der Endlagerungsbedingungen aufgenommen. Hierdurch wird jetzt neu die Option eröffnet ohne gesonderte Zustimmung des
BfS, Anträge auf Zulassung von Schmiedestahlbehältern für das Endlager Konrad zu stellen. Hierbei stehen grundsätzlich alle über die Behältergrundtypen in spezifizierten Formen und Abmessungen zur Disposition. Mit diesem Beitrag berichtet die BAM über die aktuellen nationalen und internationalen Bestrebungen Schmiedestahl als Behälterwerkstoff für die Lagerung von mittelradioaktiven Abfällen zu etablieren. Dabei wird auch auf die Besonderheiten eingegangen, denen sich Antragsteller bei der Qualifizierung von derartigen Behältern in der Abfallbehälterklasse II unter Berücksichtigung der in und genannten Anforderungen zu stellen haben.
In Deutschland werden zwei Arten von radioaktiven Abfällen unterschieden: Wärme entwickelnde Abfälle und Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung. Im Endlager Konrad werden ausschließlich radioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung endgelagert (im internationalen Sprachgebrauch: schwach- und mittelradioaktive Abfälle). Solche Abfälle stammen zum Beispiel aus dem laufenden Betrieb, der Stilllegung und dem Rückbau von Kernkraftwerken, aus der Forschung, der Medizin oder von der Bundeswehr und beinhalten unter anderem kontaminierte Baustoffe, Schrott, Werkzeuge, Schutzkleidung, Schlämme und Suspensionen. Vor dem Endlagern dieser Abfälle werden sie konditioniert, d. h. die festen Abfälle werden teilweise zerkleinert, verpresst oder zementiert, flüssige eingedampft oder zementiert und häufig anschließend in Fässer verpackt. Im nächsten Schritt werden die konditionierten Abfälle in Abfallbehälter verpackt. Geeignete Behältertypen sind (gemäß IM, 121) kubische Container oder Rundbehälter mit definierten Abmaßen aus Stahlblech, Beton oder Gusseisen. Diese Abfallbehälter sind für die Endlagerung, für eine vorausgehende längerfristige Zwischenlagerung sowie ggf. für den Transport über öffentliche Verkehrswege zu qualifizieren.
Entsprechend der Zielsetzung des Vorhabens stand die weitere Etablierung des Werkstoffes Sphäroguß (GGG-40) im Bereich der Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Stoffe im internationalen Rahmen im Vordergrund der durchgeführten Untersuchungen und Aktivitäten. Dabei gelang es, eine weitgehende fachliche Übereinstimmung hinsichtlich der Bewertungsmethoden und -kriterien zu erzielen und auf IAEA-Ebene zu etablieren. Zuvor vorhandene Vorbehalte insbesondere auf U.S.-amerikanischer Seite konnten wesentlich vermindert werden.
Im Rahmen der durchgeführten Untersuchungen konnte die außerordentliche Belastbarkeit eines Prototypbehälters aus Sphäroguß (CASTOR VHLW) unter extremen Beanspruchungssituationen nachgewiesen werden. So war selbst bei Spannungen im Bereich der Material-Streckgrenze und vorhandenem rißartigen Fehler an dieser Stelle keine Sprödbruchneigung des Werkstoffes erkennbar. Den entsprechenden 14 m-Fall auf zwei harte Widerlager mit daraus folgender hoher Biegebeanspruchung überstand der Behälter unbeschadet.
Mittels begleitender Werkstoffuntersuchungen wurden die Kenntnisse über die Zusammenhänge zwischen der chemischen Zusammensetzung der Gefügeausbildung und den mechanischen Eigenschaften von Sphäroguß erweitert. Dabei wurden sowohl unterschiedliche Gießverfahren (Sand- und Kokillenguß) in der Herstellung als auch die Auswirkungen von Umwandlungsprozessen im Gefüge infolge von Wärmebehandlungen diskutiert. Die statistische Auswertung von Einzelergebnissen im Rahmen der Qualitätssicherung bei der Begutachtung von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe wurde durch mechanische und bruchmechanische Untersuchungen an 24 Werkstoffsorten aus Gußeisen mit Kugelgraphit ergänzt.
Insgesamt konnten somit die Entwicklung und der Einsatz von Sphäroguß für Transport- und Lagerbehälter radioaktiver Stoffe durch umfangreiche experimentelle und analytische Untersuchungen sowie zahlreiche Fachdiskussionen auf internationaler Ebene positiv beeinflußt und wesentlich vorangetrieben werden.
Im Rahmen des Forschungsvorhabens wurde von der Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung ein Begutachtungskonzept auf bruchmechanischer Basis für sog. Typ B(U)-Behälter aus Sphäroguß zum Transport und zur Lagerung radioaktiver Stoffe entwickelt, siehe dazu Abschlußbericht und Fachband 4. Zur Verifizierung des erarbeiteten Konzeptes wurden sowohl Fallversuche an einem Prototypbehälter, siehe Fachband 2, als auch umfangreiche Werkstoffuntersuchungen durchgeführt, siehe Fachband 3. Um jedoch die experimentellen Untersuchungen sinnvoll aufeinander abzustimmen, bedurfte es der Erarbeitung der entsprechenden theoretischen Grundlagen, welche Gegenstand dieses Fachbandes sind. Dabei wird das für die Berechnung gewählte Behältermodell erläutert und werden die im Hinblick auf unterschiedliche Fallsituationen erzielten Berechnungsergebnisse diskutiert. Diese dienten u.a. dazu, bestimmte Versuchsergebnisse (z.B. maximale Spannungen am Behälter) im Voraus abzuschätzen, um die für die bruchmechanischen Untersuchungen erforderlichen Versuchsparameter zweckmäßig einzustellen. Weiterhin weist der vorliegende Fachband in knapper Form auf die wesentlichen Grundlagen der relevanten Bereiche der Bruchmechanik sowie der Sprödbruchanalyse hin. Insbesondere der Fachband 4 beinhaltet hierzu weitergehende Details, die im Rahmen internationaler Fachdiskussionen auf IAEA-Ebene unter Mitwirkung der BAM als Stand von Wissenschaft und Technik gelten können.
Zur Beurteilung der Eignung des Werkstoffes "Sphäroguß" (GGG 40) für Behälter zum Transport und zur Lagerung radioaktiver Stoffe unter bruchmechanischen Gesichtspunkten wurden im Rahmen dieses Forschungsvorhabens umfangreiche Versuche mit einem Prototypbehälter im Originalmaßstab durchgeführt.
Aufbauend auf die theoretischen Grundlagen und Berechnungsergebnisse (siehe Fachband 1 des Vorhabensberichtes) wurden gezielt Fallversuche durchgeführt mit dem Ziel einer Verifizierung der theoretischen Betrachtungen. So wurden zunächst 2 Fallversuche aus 9 m Höhe mit dem Prototypbehälter mit Stoßdämpfern durchgeführt und die Ergebnisse mit den SCANS-Berechnungen (siehe Fachband 1) verglichen.
Eine zweite Falltestserie mit dem Behälter ohne Stoßdämpfer auf zwei harte Widerlager führte zu erheblich verschärften Beanspruchungsbedingungen. Zusätzlich wurde der Behälter im Bereich maximaler Zugbeanspruchung mit einem rißartigen künstlichen Fehler versehen, so daß ein Festigkeitsnachweis unter bruchmechanischen Gesichtspunkten durchgeführt werden konnte. Mit den Ergebnissen dieser zweiten Falltestserie wurden sowohl das bruchmechanische Begutachtungskonzept (siehe Fachband 4) als auch die bruchmechanischen Festigkeitseigenschaften des Versuchsbehälters demonstrativ überprüft. Die Versuchsberichte 1507/I und 1507/II beinhalten die detaillierte Darstellung und Dokumentation der Ergebnisse zu allen durchgeführten Fallversuchen.
Gußeisen mit Kugelgraphit und ferritischer bzw. ferritisch-perlitischer Matrix gehören zu einer Werkstoffgruppe, die ausreichende Festigkeiten mit hohen Duktilitäten verbindet. Mit der vorliegenden Arbeit wurden die Kenntnisse über die Zusammenhänge zwischen der chemischen Zusammensetzung, der Gefügeausbildung und den mechanischen Eigenschaften erweitert. Dabei wurden sowohl unterschiedliche Gießverfahren (Sand- und Kokillenguß) in der Herstellung, als auch die Auswirkungen von Umwandlungsprozessen im Gefüge infolge von Wärmebehandlungen diskutiert. Die statistische Auswertung von Einzelergebnissen aus der qualitätssichernden Begutachtung von Lager- und Transportbehältern für radioaktive Stoffe wurden durch mechanische und bruchmechanische Untersuchungen an 24 Werkstoffsorten aus Gußeisen mit Kugelgraphit ergänzt.
Ziel der im Rahmen dieses Forschungsvorhabens durchgeführten Untersuchungen war der Nachweis der sicheren Auslegung von Transport- und Lagerbehältern radioaktiver Stoffe aus Gußeisen mit Kugelgraphit auch unter bruchmechanischen Gesichtspunkten. Das bisher im nationalen Rahmen für die Bauartprüfung derartiger sogenannter Typ B-Verpackungen (d.h. unfallsicherer Verpackungen) von der BAM angewandte Begutachtungskonzept basiert im wesentlichen auf experimentellen Festigkeitsnachweisen an Prototypbehältern mit entsprechend daraus abgeleiteten Anforderungen an die qualitätsgerechte Herstellung der Serienbehälter. Die Anforderungen an die Werkstoffqualität und die zerstörungsfreien Prüfungen (insbesondere Nachweis von Rissen durch Ultraschallprüfungen) werden so gewählt, daß ein gesonderter bruchmechanischer Nachweis nicht erforderlich ist. Dieses Begutachtungskonzept ist jedoch unmittelbar mit der Bedingung verknüpft, daß die maximale in der Behälterstruktur auftretende Nennzugspannung etwa 50 % der Werkstoff-Streckgrenze nicht überschreitet. Da dies u.U. eine erhebliche Einschränkung für bestimmte Behälterbauarten bedeuten kann, wird das Begutachtungskonzept derzeit um einen bruchmechanischen Festigkeitsnachweis erweitert, der weitgehend werkstoffunabhängig auch für Gußeisen mit Kugelgraphit anwendbar ist. Die Bereitstellung der dafür erforderlichen grundlegenden Erkenntnisse wurde unter direkter Mitwirkung der BAM auch im Rahmen dieses Forschungsvorhabens auf internationaler Ebene durchgeführt. Die Ergebnisse sind in einem "Technical Dokument (TECDOC)" der Internationalen Atomenergie-Behörde (IAEA) niedergelegt, welches diesem Fachband als Anlage beigefügt ist.
Ziel der Versuche war, den Einfluß eines sehr großen Oberflächenrisses (künstlicher Fehler) auf das Festigkeitsverhalten bei stoßartiger Belastung zu untersuchen. Geprüft wurde ein aus GGG 40 gegossener Behälter vom Typ CASTOR VHLW im Originalmaßstab. Vorgesehener Verwendungszweck dieses Behältertyps ist der Transport und die Lagerung verglaster hochradioaktiver Stoffe. Der Fallversuch wurde auf dem 100 t-Fallprüfstand der BAM in Lehre bei Braunschweig durchgeführt.
Geprüft wurde ein Transport- und Lagerbehälter für verglaste radioaktive Stoffe vom Typ CASTOR VHLW im Originalmaßstab. Die Fallversuche wurden auf dem 100 t-Fallprüfstand der BAM in Lehre bei Braunschweig durchgeführt. Mit dem Behälter wurden insgesamt 3 Fallversuche im Rahmen des Forschungsvorhabens durchgeführt. Davon zwei mit dem Behälter im Zulassungszustand (also mit Stoßdämpfer) aus einer Höhe von 9 Metern. Weiterhin ein 1-Meter-Fallversuch mit dem Behälter ohne Stoßdämpfer.