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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.

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 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.

This presentation starts with a brief overview about the current situation of spent nuclear fuel and high level waste storage in Germany followed by a discussion of the expected timeline towards final disposal. Furthermore an overview is presented about research programmes for radioactive waste disposal and also extended interim storage issues due to the delay of the national repository siting procedure. In the second part of the presentation BAM research activities related to extended interim storage are addressed. This includes the status and preliminary results of proactive R&D projects concerning metal seals, degradation effects of polymers used as neutron shielding materials and finally elastomer seals.

The shut-down of eight nuclear power plants and the phase out of the nuclear energy generation in Germany, due to a decision of the German government after the Fukushima accident, has rapidly forced the need for transportation and storage of spent nuclear fuel (SNF) from shut-down reactors in this country. In accordance with the present strategy in Germany, which is characterized by searching for appropriate final repository areas, only the dry interim storage facilities are available for storage nuclear waste of the decommissioned plants as well as the operating plants. Therefore, the transportation and the storage casks must be available for both types of light water reactors. But for the time being this is the bottleneck. Unfortunately the prognoses are neglecting the fact, that such a high number of casks are needed in a very short space of time. This requires the acceleration of formal activeness in relation to the licenses but also an increase of the production. In the meanwhile to get this process started, the only possibility is the storage in the pools at the plant site. Anyway, for the time being, this is one of the problems for dismantling the eight plants which have been shut down due to the decision of the Government, which is now fixed in the last amended German Atomic Energy Act dated 24th of February 2012. Starting to dismantle in the radioactive regions of the plants requires empty pools. For emptying the pools of damaged SNF special procedures regarding the transportation and storage are necessary. The transportation of damaged SNF requires special casks or at least special procedures and therefore also a special licenses. This paper describes the challenge for the management in transportation and storage of SNF in Germany after the shut-down of the nuclear power plants by reason of the Fukushima accident.