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Organisationseinheit der BAM
- 3.3 Sicherheit von Transportbehältern (61) (entfernen)
Eingeladener Vortrag
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Für die Beförderung von umschlossenen radioaktiven Stoffen (Strahler) können Transporterleichterungen gelten, wenn das Strahlerdesign nachweislich unfallsicher ausgelegt ist und eine Zulassung als radioaktiver Stoff in besonderer Form vorliegt. Die in Deutschland zuständige Behörde für die Prüfung und Zulassung radioaktiver Stoffe in besonderer Form ist die Bundesanstalt für Materialforschung und –prüfung (BAM).
Eine oft langfristige Nutzung der Strahler kann eine alterungsbedingte Schwächung der Umschließung des radioaktiven Stoffes zur Folge haben. Jeder Strahler einer zugelassenen Bauart muss jedoch im Beförderungsfall zu jeder Zeit, auch nach längerer Nutzung, den vorgeschriebenen Prüfanforderungen genügen. Die Alterungsbewertung auf der Grundlage einer vom Antragsteller zu spezifizierenden Nutzungsdauer des radioaktiven Stoffes in besonderer Form ist seit langer Zeit Bestandteil des Zulassungsverfahrens in Deutschland. Ein von Deutschland eingebrachter Vorschlag im Rahmen der anstehenden Revision der IAEA Empfehlungen für die sichere Beförderung von radioaktiven Stoffen (SSR-6) soll die Lesbarkeit des Regelwerkes bezüglich der Alterungsbewertung verbessern, Klarheit über die damit verbundenen Anforderungen erzeugen und damit zu einer Harmonisierung der Zulassungsverfahren auf internationaler Ebene beitragen. In diesem Beitrag sollen wichtige Einflussfaktoren auf das Alterungsverhalten von radioaktiven Stoffen in besonderer Form aufgezeigt und die Notwendigkeit für die Spezifikation einer Nutzungsdauer als Grundlage für die Alterungsbewertung begründet werden. Der deutsche Vorschlag für die Revision des IAEA Regelwerks zum sicheren Transport radioaktiver Stoffe (SSR-6) wird vorgestellt und erläutert.
Investigation of the internal impact during a 9 m drop test of an accident-safe waste package
(2021)
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.
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.
Packages for the transport of spent nuclear fuel shall meet the International Atomic Energy Agency regulations to ensure safety under different transport conditions. The physical state of spent fuel and the fuel rod cladding as well as the geometric configuration of fuel assemblies are important inputs for the evaluation of package capabilities under these conditions. Generally, the mechanical behavior of high burn-up spent fuel assemblies under transport conditions shall be analyzed with regard to the assumptions which are used in the containment and criticality safety analysis. Considering the complexity of the interactions between the fuel rods as well as between the fuel assemblies, basket, and cask containment, the exact mechanical analysis of such phenomena is nearly impossible. The gaps in Information concerning the material properties of cladding and pellet behavior, especially for the high burn-up fuel, make the analysis more complicated additionally. As a result, enveloping analytical approaches are usually used by BAM within the safety assessment of packages approved for transport of spent nuclear fuel.
To justify the safety margins of such approaches additional analyses are necessary. In this paper, numerical simulations of a spent fuel assembly Segment are presented. The segment modeled represents the part of a generalized BWR fuel assembly between two spacers.
Dynamic and quasi-static finite element calculations are performed to simulate the spent fuel behavior under regulatory defined accident conditions of transport. Beam elements are used for the modeling of the fuel rods representing the compound consisting of claddings and fuel pellets. The dynamic load applied is gathered from an experimental drop test with a spent fuel cask performed at BAM. A hot cell bending test performed at JRC Karlsruhe is the basis for obtaining the material behavior of the fuel rods. The material properties are determined by simulating the test setup of JRC and optimizing the results to fit the experimental load deflection curve. The simulations of the fuel assembly segment are used to get a better understanding about the loads on fuel rods under accident conditions of transport.
With integration of the new para 613A into SSR-6 [1] the consideration of ageing mechanisms is now obligatory for the design of packages and their approval. In addition, para 809(f) of SSR-6 [1] requires consideration of the effects of storage on ageing mechanisms, safety analyses and operation and maintenance instructions.
German competent authorities Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) and Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) are considering the aspect of ageing in approval procedures. Ageing assessment is mainly focused on dual purpose casks (DPC) package designs which are long-term stored in interim storage facilities. For these package designs, the evaluation of ageing management is now mandatory for the maintenance of the package design approvals with a validity period of 5 years and beyond. The ageing management includes amongst others a gap analysis, the assessment of ageing effects and operational experiences during operation and interim storage.
BAM works on the compilation of a guideline for implementation of paras 613A, 809(f) and 809(k) for packages requiring competent authority approval at the application procedure in Germany. The paper describes essential items of ageing mechanisms and will give a foresight to the ageing management evaluation by BAM.
Falltürme sind Bauwerke, die als Versuchsanlagen sehr speziellen, impulsartigen Belastungen ausgesetzt sind. Am Fallturm auf dem Testgelände Technische Sicherheit (TTS) der BAM wurde bei Routineinspektionen eine Abnahme der strukturellen Integrität in Form von Vorspannungsverlusten in den Bolzen der Stahlverbindungen festgestellt. Um ein Verständnis für die zugrundeliegenden Trag- und Schädigungsmechanismen zu erlangen, wurde ein umfassendes Structural Health Monitoring (SHM) System geplant und am Bauwerk installiert unter Nutzung von digitalen Bauwerksmodellen. Für die Auslegung des Überwachungssystems, insbesondere aber zur Unterstützung der Untersuchung des Schädigungsprozesses, wurden Finite-Elemente-Modelle erstellt. Um sicherzustellen, dass die FE-Modelle das reale Tragwerksverhalten mit ausreichender Genauigkeit abbilden, mussten sie jedoch in Bezug auf die gemessenen Antworten des Tragwerks kalibriert werden. Der vorliegende Beitrag beschreibt experimentelle und numerische Untersuchungen zur Identifizierung des strukturellen Systems des Stahlrohrgitterturms in Vorbereitung einer Überwachungskampagne. Die Auswertung von gemessenen Schwingungen unter ambienter Anregung ermöglichte die Identifizierung der Eigenfrequenzen mehrerer globaler Schwingungsmoden des Fallturms. Zur Modellvalidierung wurde zunächst eine Sensitivitätsanalyse durchgeführt, um die Parameter mit dem größten Einfluss zu ermitteln. Anschließend wurde ein evolutionärer Algorithmus (EA) zur Optimierung nach dem Prinzip der Minimierung der Differenzen zwischen gemessenen und simulierten charakteristischen Antworten eingesetzt. Das aktualisierte Modell wurde schließlich an der dynamischen Reaktion der Turmstruktur infolge einer realen Falltest-induzierten Stoßbelastung validiert. Die Ergebnisse zeigten eine gute Übereinstimmung zwischen numerischen und experimentellen Ergebnissen.
Transport packages shall satisfy various safety criteria regarding mechanical, thermal and radiation phenomena. Typical requirements focusing mechanical aspects are usually drop tests in accordance with IAEA regulations. The drop tests are usually carried out experimentally and, as an additional measure, finite element analyses (FEA) are performed. A specific part of the investigations presented is the evaluation of the welding seam connecting cask shell and cask bottom. Experimental results and FEA are presented and compared. The evaluation of the welding seam performed includes a variety of aspects. In addition to the experimental and analytical stresses determined, different standards are used to investigate a possible crack initiation. Several destructive and non-destructive tests are performed for quality assurance in the manufacturing process as well as for different input parameters. The necessary monitoring and non-destructive measurement methods to define the boundary conditions of the standards are introduced. Taking into account all required parameters, the welding seam is examined and evaluated using the failure assessment diagrams (FAD) of the respective standards. It can be shown under the given boundary conditions that considering the experimental data, the welding seam is in the context of crack initiation below the enveloping curve in the acceptable region. More critical drop tests to be conducted are proposed and need to be investigated in future work.
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.
Im Gegensatz zu den zulassungspflichtigen Versandstücken für die gemäß der gefahrgutrechtlichen Regelwerksanforderungen eine behördlich ausgestellte Zulassung erforderlich ist, ist für die prüfpflichtigen Versandstücke lediglich eine behördliche Anerkennung und Überwachung des Managementsystems für die Auslegung, Herstellung, Prüfung, Dokumentation, den Gebrauch, die Wartung und Inspektion erforderlich.
In der Bundesrepublik Deutschland ist gemäß den Festlegungen in der Gefahrgutverordnung Straße, Eisenbahn und Binnenschifffahrt die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) zuständig für die Anerkennung und Überwachung von Managementsystemen.