Filtern
Erscheinungsjahr
Dokumenttyp
- Beitrag zu einem Tagungsband (110)
- Vortrag (88)
- Zeitschriftenartikel (26)
- Forschungsbericht (11)
- Beitrag zu einem Sammelband (6)
- Posterpräsentation (3)
- Buchkapitel (2)
- Monografie (1)
- Sonstiges (1)
Sprache
- Englisch (135)
- Deutsch (112)
- Mehrsprachig (1)
Schlagworte
- Behälter (18)
- Endlager (16)
- Safety (13)
- Interim storage (11)
- Metal seal (11)
- Storage (11)
- Bauartprüfung (10)
- Simulation (9)
- Spent fuel (9)
- Disposal (8)
Organisationseinheit der BAM
Eingeladener Vortrag
- nein (88)
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.
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.
Extended drop tests of DCI casks with artificial flaws demonstrating the existing safety margins
(1995)
Mechanical and thermal safety analyses and demonstrations for cubic DCI multipurpose containers
(1997)
Mechanical and thermal safety analyses and demonstrations for cubic DCI - multi-purpose containers
(1997)
Die sicherheitstechnische Prüfung von Tranport- und Lagerbehältern für abgebrannte Kernbrennstoffe
(1998)
Die sicherheitstechnische Auslegung von Behältern aus duktilem Gusseisen mit erhöhten Reststoffanteilen wird untersucht. Ausgehend von den zu gewährleistenden Anforderungen an Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Abfälle werden Referenzbeanspruchungs- situationen definiert. Für einen ausgewählten Referenzfall (bestehend aus der Kombination der Behälterbauart Gusscontainer Typ VI, einem Absturz aus 5 m Höhe auf ein hartes Endlagergestein simulierendes Betonfundament als repräsentativer Störfall und vorgegebenen Werkstoffeigenschaften) wird eine numerische Spannungsanalyse durchgeführt. Die Berechnungen erfolgen mit der Methode der finiten Elemente an dreidimensionalen Modellen, deren numerische Stabilität und Genauigkeit überprüft wird. Zur Berechnung der Behälterbeanspruchungen in Abhängigkeit vom Reststoffanteil werden dynamische Fließkurven für definiert legierte Testabgüsse angegeben.
BAM is the responsible authority in Germany for the assessment of the mechanical and thermal design safety of packages for the transport of radioactive materials. The assessment has to cover the proof of brittle fracture safety for package components made of potentially brittle materials. This paper gives a survey of the regulatory and technical requirements for such an assessment according to BAM's new 'Guidelines for the application of ductile cast iron for transport and storage casks for radioactive materials'. Based on these guidelines, higher stresses than before will be permissible, but it is necessary to put more effort into the safety assessment procedure. The fundamentals of such a proof using the methods of fracture mechanics are presented. The recommended procedure takes into account the guidelines of the IAEA's advisory material which are based on the prevention of crack initiation. Examples of BAM's research and safety assessment practices are given. Recommendations for further developments towards package designs with higher acceptable stress levels will conclude the paper.
Im Zusammenhang mit dem Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung zur Nutzung
der Kernenergie und der zugehörigen Vereinbarung mit den Energieversorgungsunternehmen
vom 11. Juni 2001 wurde auch die Beschränkung der Entsorgung auf die
direkte Endlagerung bestrahlter Brennelemente sowie die Verpflichtung zur Errichtung
und Nutzung von dezentralen Zwischenlagern an den Kraftwerksstandorten
vereinbart. Dieser Verpflichtung wurde mit der Beantragung und Genehmigung von
insgesamt 12 Standortzwischenlagern bis Ende 2003 sowie vorlaufend 4 sog. Interimslagern
entsprochen. Darüber hinaus bestehen weiterhin die bereits genehmigten
zentralen Zwischenlager in Ahaus und Gorleben sowie das AVR-Behälterlager Jülich
und das Zwischenlager Nord (ZLN) in Lubmin bei Greifswald.
Die Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente und hochradioaktiver Abfälle aus
der Wiederaufarbeitung erfolgt in Deutschland in Transport- und Lagerbehältern.
Diese Behälter verfügen einerseits als Transportbehälter über eine verkehrsrechtliche
Zulassung des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) auf der Grundlage einer
umfassenden Bauartprüfung durch die BAM gemäß den Vorgaben des Gefahrgutrechts
auf der Basis der Internationalen IAEA-Regulations. Andererseits ist die Zwischenlagerung
dieser Behälter in den o. g. Zwischenlagern auf der Grundlage des
Atomgesetzes (AtG) vom BfS gesondert genehmigt.
Voraussetzung für die Annahme und Einlagerung der beladenen Behälter in ein Zwischenlager
ist u.a. die Einhaltung zahlreicher technischer Anforderungen an die Qualität, die Eigenschaften und den Zustand der Behälter und deren Inventar. Diese
Anforderungen sind in den jeweiligen lagerspezifischen „Technischen Annahmebedingungen“
festgeschrieben. Sie reichen von den Nachweisen über die ordnungsgemäße
Herstellung jedes einzelnen Behälters einschließlich aller seiner Komponenten
bis hin zu den Abfertigungsvorschriften zur Montage der Deckel-Dichtsysteme nach
der Behälterbeladung im KKW.