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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.
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.
Cylindrical casks made of ductile cast iron are used for transport, interim storage and final disposal of radioactive waste in Germany. A basic design criterion is the ability to withstand a horizontal drop without impact Binders onto a foundation representative for the real ground of a storage facility. The increasing use of more cost-effective material compositions requires optimized cask geometries to reduce stresses and strains in the cask structure. For example, a non-uniform wall thickness was introduced to reduce maximum wall bending stresses. As a result, the load characteristics changed from line load to point load at bottom and lid side under horizontal drop fest conditions. Hereby, the position of highest stress inside the structure has shifted significantly. This was the reason for a systematic investigation of effects caused by small design changes or small variations of fest conditions. It led to a better understanding of the positions of high local stresses, their time history and maximum value for cylindrical casks under horizontal drop test conditions. Hence, the paper presents the lessons learnt from modeling and simulating such scenarios considering an impact without limiters onto a realistic target.
An extensive series of large deformation crushing tests with spruce wood specimens was conducted. Material orientation, lateral constraint and loading rate were varied. Regarding material orientation, a reduction in the softening effect and the general force level was observed with a higher fiber-load angle. A comparison with characteristics gained by application of Hankinson's formula showed discrepancies in compression strength and the beginning of the hardening effect. Lateral constraint of the specimens caused a multiaxial stress state in the specimens, which was quantified with the applied measuring method. Further, a higher force level compared to specimens without lateral constraint and significant hardening effect at large deformations resulted. Thus, the influence of a multiaxial stress state on the force level could be determined. An increase in the loading rate led to higher force levels at any displacement value and material orientation.
Die Koordinierungsstelle für Informationen zur Behälterabfertigung (KOBAF): Aufgaben und Erfahrungen
(2008)
Mechanical and thermal safety analyses and demonstrations for cubic DCI multipurpose containers
(1997)
Bei der Auswahl eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle (Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle und ausgediente Brennelemente) in Deutschland werden auf Grundlage des Standortauswahlgesetzes von 2017 die drei potenziellen Wirtsgesteine Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein in Betracht gezogen. Die Auswahl eines konkreten Endlagerstandortes steht dabei in engem Zusammenhang mit den für die jeweiligen Wirtsgesteine geeignet erscheinender Endlagersystemen. Zentraler Bestandteil dieser Endlagersysteme sind die Endlagerbehälter, deren Gestaltung und Auslegung maßgeblich die Randbedingungen für die Transport- und Einlagerungstechnik vorgibt und zudem die Nachweise zur Betriebs- und Langzeitsicherheit entscheidend prägt. Daher ist es für die Behälterentwicklung erforderlich, die an Endlagerbehälter zu stellenden Anforderungen systematisch herzuleiten. Auf dieser Grundlage können anforderungsgerechte Endlagerbehälter zielgerichtet für die jeweils zu untersuchenden Endlagerstandorte in unterschiedlichen Wirtsgesteinen entwickelt werden.
Dieser Beitrag fasst die wesentlichen Ergebnisse des von BAM und BGE TECHNOLOGY GmbH im Zeitraum 2017 bis 2020 bearbeiteten und vom Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi) geförderten Forschungsvorhabens KoBrA zusammen, die in einem Abschlussbericht und vier zugehörigen Teilberichten umfassend dokumentiert sind.
Im hier vorliegenden Bericht wurde im Rahmen einer umfassenden Literaturrecherche der nationale und internationale Stand von Wissenschaft und Technik hinsichtlich Behälterkonzepten und Behälteranforderungen erfasst. Dabei wurde eine umfangreiche Dokumentensammlung zusammengestellt und sortiert, die als Quellenbasis für alle weiteren Arbeiten zur Verfügung steht. Die Auswertung der gesammelten Informationen resultiert in einem Überblick über internationale Behälterentwicklungen sowie einer detaillierten Übersicht über die Behälterkonzepte und die ihnen zugrundeliegenden Anforderungskataloge aus elf fortgeschrittenen Endlagerprogrammen.
Der Bericht zum Arbeitspaket 3 baut auf den Ergebnissen der internationalen Recherche (AP1) sowie der Zusammenstellung der Randbedingungen und Beanspruchungsgrößen für die Endlagerbehälter (AP2) auf. Die Anforderungen an die Behälter – regulatorische, betriebliche sowie solche aus der Standortgeologie und den Einwirkungen und Prozessen, denen die Behälter ausgesetzt sind – werden hergeleitet und systematisch dargestellt.
Die für das Endlagersystem zu betrachtenden Nutzungsphasen werden aus den regulatorischen Anforderungen hergeleitet und charakterisiert. Die Einwirkungen auf die Behälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen sowie die sich für die Erfüllung der Sicherheitsfunktionen des Behälters als Teil des Endlagersystems ergebenden Behälterfunktionen werden ebenfalls wirtsgesteins- und zeitphasenabhängig betrachtet. Schließlich werden aus den Einwirkungen auf die Behälter und den Anforderungen an die Behälterfunktionen auch quantifizierbare Behälterfunktionen für alle drei potenziellen Wirtsgesteine abgeleitet.
Abgeleitet aus den in Teil 3 der „Systemanalyse Konrad“ definierten Lastannahmen für den „untertägigen Anlagenbereich“ müssen Verpackungen, die der Abfallbehälterklasse I (ABK I) mit dem zusätzlichen Merkmal der störfallfesten (sf) Verpackung oder der ABK II zugeordnet werden, gemäß den „Endlagerungsbedingungen, Endlager Konrad“, nach einem „…Fall aus 5 m Höhe auf eine unnachgiebige Unterlage…“ bestimmten Anforderungen genügen.
Eine nähere Beschreibung der Prüfeinrichtung sowie die Definition detaillierter Anforderungen an das Aufprallfundament erfolgen in der „Produktkontrolle, Endlager Konrad“: „Die Prüfeinrichtung, bestehend aus einer Hebeeinrichtung und einem Fundament ist so zu gestalten, dass der Fall des Prüfmusters in jeder beliebigen Aufprallorientierung aus 5 m Höhe, gemessen von der Unterkante des Prüfmusters zum Fundament, möglich ist. Das Fundament ist aus Beton der Mindestgüte B 35 herzustellen und muss so beschaffen und verankert sein, dass keine Zerstörung in zahlreiche kleinere Bruchstücke erfolgt und keine horizontale Verschiebung des Fundamentes oder seiner Teile auftritt. Maße und Masse des Fundaments müssen so beschaffen sein, dass der Einfluss des Baugrundes unter dem Fundament auf den Aufprallwiderstand vernachlässigbar ist.“
Im Rahmen der Bauartprüfung für Behälter zur Endlagerung radioaktiver Abfälle mit zu vernachlässigender Wärmeentwicklung im Endlager Konrad wird die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) von der Bundesgesellschaft für Endlagerung (BGE) als Sachverständige hinzugezogen und ist in der Regel auch mit der Durchführung der notwendigen Fallprüfungen auf dem Testgelände Technische Sicherheit der BAM (BAM TTS) einschließlich der Bereitstellung der benötigten Prüfeinrichtungen sowie des regelkonformen Aufprallfundamentes beauftragt. Der Prozess, beginnend von der Gewährleistung einer von allen Beteiligten als gültig bewerteten Fallprüfung bis hin zur abschließenden Bewertung und Interpretation der Versuchsergebnisse erfordert dabei u.a. eine sorgfältige Planung und Fertigung der für das Endlager Konrad repräsentativen Fundamentplatte und deren Ankopplung an einen Untergrund im Sinne der „Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material“ wie er zum Beispiel auf den beiden Fallversuchsanlagen des BAM Testgelände Technische Sicherheit (BAM TTS) zur Verfügung steht.
Um diese Anforderungen zu erfüllen muss zum einen der Erhalt der Integrität der Fundamentplatte beim Fallversuch durch eine geeignete Auswahl und kraftflussgerechte Anordnung der Stabstahl-Bewehrung sowie deren Verankerung garantiert und damit eine unzulässige Energieaufnahme durch Risse sowie eine unzulässige „… Zerstörung (der Fundamentplatte) in zahlreiche kleinere Bruchstücke …“, wie in [3] gefordert, verhindert werden. Außerdem ist zu gewährleisten, dass der Beton die Anforderungen an die vorgeschriebene Mindestgüte bzw. -festigkeit zum Zeitpunkt der Fallprüfung erfüllt, die Betonfestigkeit jedoch zur Vermeidung unnötig verschärfter Prüfrandbedingungen eine zu definierende Obergrenze nicht überschreitet.
Ausgehend von dem 2009 im Rahmen der KONTEC veröffentlichten Wissensstand präsentiert die BAM im vorliegenden Beitrag die wesentlichen Ergebnisse der zwischenzeitlich bei der Planung und Durchführung von zahlreichen Fallprüfungen gewonnenen Erfahrungen bzgl. Spezifikation und Fertigung der für die Fallversuche notwendigen Fundamentplatten sowie deren Anbindung an den Untergrund. Neben den immer wieder notwendigen Anstrengungen zur Gewährleistung einer im Rahmen der Definition korrekten Betondruckfestigkeit am Tag der Fallprüfung wird die Anpassung der Bewehrungsführung an verschiedene Fallpositionen diskutiert.
Zur Ergänzung des gültigen Regelwerks entsteht parallel zu diesem Dokument eine Fachnotiz, in der BGE und BAM die Vorgaben und Spezifikationen zur regelwerkskonformen Herstellung und Montage von Fundamentplatten für Fallprüfungen im Rahmen der Behälterbauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad zusammenfassen und veröffentlichen werden. Diese Fachnotiz soll detaillierte Vorgaben und Spezifikationen zur Planung, Beauftragung, Herstellung und abschließenden Prüfung eines solchen Fundamentes und dessen Anbindung an den Untergrund enthalten. Damit soll allen beteiligten Organisationen wie Antragstellern, Sachverständigen und BGE ein langfristig verlässlicher Leitfaden im Hinblick auf die Durchführung anforderungsgerechter Fallprüfungen unter definierten und reproduzierbaren Randbedingungen im Rahmen der Bauartprüfungsverfahren für das Endlager Konrad an die Hand gegeben werden.
Existing spent nuclear fuel (SF) and high active waste (HAW) management policies and practices worldwide are the result of past presumptions that sufficient reprocessing and/or disposal capacity would be available in the near term. Consequently, in the past many countries have developed specific solutions for different periods of time due to their individual national nuclear policies.
In Germany the concept of dry interim storage in dual purpose metal casks before disposal is being pursued for SF and HAW management and transport and storage licenses have been issued accordingly. The current operation licenses for existing storage facilities have been granted for a storage period of up to 40 years. This concept has demonstrated its suitability for over 20 years so far. Relevant safety requirements haven been assessed for the short-term as well as for the long-term for site-specific operational and accidental storage conditions. But in the meantime significant delays in the national repository siting procedure occured which will make extended storage periods necessary in the future.
This paper describes the current situation in Germany with regard to dry cask storage and focuses on current perspectives considering regulatory, technical, and scientific aspects for storage license renewal. Since there is one case of a storage license limitation to only 20 years due to administrative reasons, first experience is currently gathered in case of an expiring storage license. Subsequent license options have been pursued intensively including the extension of the initial storage license as well as shipping all casks to another storage facility considering an extended storage period at that storage facility as well. All safety relevant aspects have to be reviewed on basis of the current state-of-the-art which might be different from the initial safety demonstrations. That includes new safety assessment standards as well as improved knowledge base. Major issues are e.g. improved accident scenario analyses, assessment methods, and consideration of aging effects from previous operation periods. Inspection programs with respect, e.g. to bolts and seals to verify leak-tightness and lid screw pre-stress have been initiated to demonstrate proper cask conditions for extended storage as well as transportation to another storage facility.
Strategien zur Bestimmung von Temperaturen von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe
(2010)
Transport- und Lagerbehälter Aktuelle Entwicklungen in der sicherheitstechnischen Nachweisführung
(2011)
The Konrad repository for not heat generating radioactive wastes was licensed first in 2002. But due to legal actions this license has not been finally confirmed before 2007. Subsequently, the Federal Office for Radiation Protection (BfS) began scheduling backfitting of the former iron ore mine into a repository. The licensed repository volume is 303,000 m3 based on estimations of expected waste volumes to be disposed off although the mine itself would offer a much larger volume. Once the repository is ready for Operation, waste packages can be disposed, but this is not expected before the end of this decade. Nevertheless, there is already today a great interest in qualified and certified waste conditioning and packaging for disposal requiring Containers, tested, evaluated and certified by BAM and BfS.
Key points of the Konrad license concern comprehensive requirements for waste products and Containers. Details are described in BfS reports, which constitute the basic documents for the license. Following the final license confirmation a revision of these documents has been requested in order to include considerations of water poisoning substances. This work is currently done by BfS in Cooperation with the NLWKN of Lower Saxony and the Institute for Safety Technology (ISTec). Concerning the specification for Containers themselves no or only minor changes are expected.
Das Endlager Konrad wurde bereits im Jahr 2002 als Endlager für nicht Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle genehmigt. Jedoch wurde diese Genehmigung anschließend beklagt und konnte erst 2007 in letzter Instanz bestätigt werden. Nachfolgend hat das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) mit der Planung und Realisierung zum Umbau des ehemaligen Eisenerzbergwerkes zum Endlager begonnen. Das genehmigte Endlagervolumen beträgt 303.000 m3 und basiert auf Abschätzungen für die zu erwartende Abfallmenge. Das Bergwerk selbst böte ein deutlich größeres Volumen. Mit der Einlagerung von Behältern kann allerdings erst nach Fertigstellung des Endlagers und nach derzeitigem Stand voraussichtlich nicht vor Ende dieses Jahrzehnts gerechnet werden. Gleichwohl besteht bereits heute ein hohes Interesse an der endlagergerechten Konditionierung und Verpackung der für Konrad vorgesehenen radioaktiven Abfälle, wofür nicht zuletzt von der BAM bauartgeprüfte und vom BfS zugelassene Behälter erforderlich sind.
Kernpunkte der Endlagergenehmigung sind umfassende Anforderungen an Abfallprodukte und Behälter. Einzelheiten sind in den vom BfS der Genehmigung zu Grunde liegenden Berichten und Endlageranforderungen definiert. Diese enthalten vor allem Anforderungen an die Abfallprodukte und an die zu deren Verpackung erforderlichen Behälter. Mit der Genehmigungserteilung wurde auch eine Überarbeitung dieser Endlageranforderungen und hinsichtlich der Berücksichtigung Wasser gefährdender Stoffe gefordert. Diese Arbeiten werden derzeit vom BfS in Zusammenarbeit mit dem Niedersächsischen Landesbetrieb für Wasserwirtschaft, Küsten- und Naturschutz (NLWKN) und dem Institut für Sicherheitstechnik (ISTec) vorgenommen. Hinsichtlich der Anforderungen an die Endlagerbehälter wird allerdings davon ausgegangen, dass die für die Behälterbauartprüfung wesentlichen abfallprodukt- und behälterspezifischen Anforderungen davon nicht oder nur unwesentlich berührt sein werden.
Die Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) führt im Rahmen einer Verwaltungsvereinbarung mit dem Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) Bauartprüfungen für Behältertypen durch, die für die Endlagerung von nicht wärmeentwickelnden radioaktiven Abfällen in das Endlager Konrad vorgesehen sind.
Zur Erlangung einer Eignungsbestätigung einer Behälterbauart für das Endlager Konrad müssen die Antragssteller die Einhaltung der vom BfS festgelegten behälterspezifischen Anforderungen nachweisen. Zentrale Bestandteile der Bauartprüfung sind die Sicherheitsnachweise zur Behälterauslegung gegen mechanische Betriebs- und Störfallbelastungen sowie gegen thermische Störfallszenarien. Die Prüfanforderungen umfassen hierbei Stapeldruckprüfung, Hebeprüfung, Fallprüfung, thermische Prüfung (Brand), ggf. einschließlich Dichtheitsprüfung zum Nachweis der Einhaltung von Dichtheitsanforderungen.
Neben der Nachweisführung mittels sogenannter Baumusterprüfungen oder Obertragbarkeitsbetrachtungen können die Nachweise alternativ mittels numerischer Sicherheitsnachweise erbracht werden, sofern deren hinreichende Verifikation nachgewiesen wird, Dies kann u. a. durch den Vergleich mit hinreichend gesicherten experimentellen Ergebnissen geschehen, Die hier vorgestellten Untersuchungen sind Teil des internen Forschungsprojektes ConDrop der BAM, das zum Ziel hat, erweiterte Prüfmethoden zur Fallprüfung an Stahlblechcontainern für das Endlager Konrad mittels numerischer Beanspruchungsanalyse zu entwickeln. Dazu soll ein Finite-Elemente-(FE)-Modell entwickelt und mit experimentellen Daten, die in Fallversuchen ermittelt werden, verifiziert werden.
The Bundesanstalt für Materialforschung und –prüfung (BAM) is a federal institute for materials research and testing in Germany and has been involved in the qualification and safety evaluation procedures of metal seals from the early beginning of the interim storage licensing procedures for radioactive materials, stored in dual purpose casks. Regarding this subject, BAM investigates the long-term behavior of metal seals under the influence of temperature using experimental data and analytical approaches. The development of numerical models is in progress as well. Systematic experimental investigations performed by BAM indicate a continuous decrease of the remaining seal force and the usable resilience considering the leak tightness. Hence, there is a fundamental interest of describing time and temperature dependency to gain predictable values for the long-term behavior and to achieve reliable results with help of short-term tests.
The paper gives an overview about the sealing principle, test program and test results of metal seals of the type HELICOFLEX® HN200. The aging effect, respectively the long-term behavior in dependency of time and temperature, are introduced for two different outer liner materials, aluminum and silver.
A Memorandum of Understanding (MOU) between the Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM) and Argonne National Laboratory (Argonne) was signed in the fall of 2014. Its objectives are to promote cooperation among scientists and specialists at BAM and Argonne and establish a framework for collaboration in the field of advanced technologies associated with the back end of the nuclear fuel cycle. Collaborative activities involving the BAM and Argonne may be implemented through the promotion of joint research activities and scientific workshops and conferences; the exchange of technical information; and visits by scientists, specialists, and graduate, postgraduate, and Ph.D. students. The first Argonne/BAM workshop was held at Argonne in October 2014 to discuss aging management issues related to the long-term dry storage of spent fuel. Major topics for potential collaboration on the extended storage of spent nuclear fuel and its subsequent transportation were identified.
Transport and storage casks for medium and high level radioactive waste are subjected to extreme heavy loads during the accidental drop scenarios prescribed by IAEA regulations and national storage acceptance criteria. Subsequently, considerable efforts have been made to optimize impact limiting structures aiming to reduce cask stresses and deformations. Though, their benefits can only fully be exploited, if the energy absorbing behavior is reliable simulated by numerical models which play an increasingly important role in safety assessments.
BAM has had conducted the 5-years research project ENREA in order to overcome the problems caused by the use of simplified, not sufficiently validated or even defective computational concepts for damping materials. While major results of the just recently completed program will be presented, the focus is laid on the question whether these Outputs provide a solid foundation for approximating impact limiting structures in all relevant configurations.
So far, material models have been implemented for spruce, Polyurethane foams and damping concrete based mainly on small and medium scale compression test results. The experimental program performed at BAM comprised likewise guided drop tests and, especially for concrete, penetration tests. Although the resulting numerical simulations showed good agreement with measured values, it turned out to be necessary to consider further effects with regard to e.g. multiaxial stress States, shearfailures of shock absorbing components and their interaction with enclosed or enclosing structures. Thus, the strengths and application constraints of the actual models will be shown as well as details about further research needs, if any.
German approach and feedback on experience of transportability of SNF packages after interim storage
(2014)
In Germany, the concept of dry interim storage of spent fuel in dual purpose metal casks is implemented, currently for periods of up to 40 years. The casks being used have an approved package design in accordance with the international transport regulations. The license for dry storage is granted on the German Atomic Energy Act with respect to the recently revised 'Guidelines for dry interim storage of irradiated fuel assemblies and heat-generating radioactive waste in casks' by the German Waste management Commission. For transport on public routes between or after long term interim storage periods, it has to be ensured that the transport and storage casks fulfil the specifications of the transport approval or other sufficient properties, which satisfy the proofs for the compliance of the safety objectives at that time. In recent years, the validation period of transport approval certificates for manufactured, loaded and stored packages were discussed among authorities and applicants. A case dependent system of 3, 5 and 10 years was established. There are consequences for the safety cases in the Package Design Safety Report, including evaluation of long term behaviour of components and specific operating procedures of the package. The present research and knowledge concerning the long term behaviour of transport and storage cask components have to be consulted as well as experiences from interim cask storage operations. Challenges in the safety assessment are e.g. the behaviour of aged metal and elastomeric gaskets under IAEA test conditions to ensure that the results of drop tests can be transferred to the compliance of the safety objectives at the time of transport after the interim storage period. Assessment methods for the material compatibility, the behaviour of fuel assemblies and the aging behaviour of shielding parts are issues as well. This paper describes the state of the art technology in Germany, explains recent experience on transport preparation after interim storage and points out arising prospective challenges.