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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.
The presentation explains recent administrative developments in Germany concerning nuclear waste management and adresses national and European R&D funding concepts. National and international collaboration is explained followed by the latest update on long term metal seal investigations at BAM. Finally, fuel cladding failure mechanisms during long term dry storage and related R&D initiatives at BAM are explained.
The German nuclear waste management strategy consists of dry interim storage of spent fuel inside dual purpose casks and its subsequent direct final disposal in a deep geological repository. Interim storage is limited to 40 years so far, but will have to be extended until repository site selection and operation is concluded, potentially up to 100 years. In this context, research on the long term performance of safety relevant cask components and fuel rod integrity during such extended periods of time is of outmost importance. The barrier function of the fuel cladding depends on its integrity under operational and accidental conditions along with storage and subsequent transportation and is mainly affected over time by altering of the cladding microstructure and by thermo-mechanical conditions during reactor operation and subsequent wet and dry storage.
This paper focuses on failure mechanisms regarding cladding embrittlement caused by physical phenomena concerning hydrogen dissolution and precipitation of hydrides in the zirconium matrix. Within this context, potential cladding integrity issues under extended interim storage conditions followed by transportation are emphasized.
Delayed hydride cracking (DHC) is a well-known time-dependent temperature-activated phenomenon failure mechanism of the fuel cladding during reactor operation. The phenomenon consists of hydrogen diffusion and hydride precipitation at the tip of an initial crack and the propagation of the crack to an approximate distance equal to the length of the hydride. This failure mechanism is temperature-activated phenomenon and enhances along with thermal cycling of the fuel cladding, e. g. during reactor shutdowns. DHC shows limited relevance under quasi static storage conditions with continuously lowering temperatures. However, the literature points that DHC may occur when the temperature during storage decreases to a certain level after some decades and in combination with stress concentrations in the cladding material.
When spent fuel is transferred to dry storage by vacuum drying, the cladding temperature raises up to peak temperatures of ~370°C. Under these conditions, hydrides dissolute into the zirconium matrix up to the solubility limit defined by the peak temperature and this amount of hydrogen can precipitate in a radial re-oriented fashion due to the temperature decrease during storage. Cladding materials with radially precipitated hydrides show significant embrittlement. Radially oriented hydrides are perpendicularly oriented to hoop stresses representing the most critical configuration. Brittle failure of the cladding then occurs by crack propagation through radially oriented hydrides and finally through the zirconium matrix. The susceptibility to radial hydride precipitation depends on cladding material type and microstructure, hydrogen content, pre-drying hydride distribution, irradiation conditions, and temperature and stress histories during drying and storage operations.
This paper addresses major considerations concerning spent fuel cladding embrittlement due to hydride precipitation with regard to the boundary conditions of dry spent fuel storage in Germany. Analytical, numerical, and experimental approaches are to be discussed by BAM in order to identify the specific needs for future R&D work in that area with the purpose to provide the necessary data base for proper safety demonstration and evaluation along with future extended storage licensing procedures.
Safety of long term containment and storage of radioactive waste is an essential issue, which is increasingly gaining international attention. Extending interim storage beyond initial license periods is one of the major challenges worldwide.
BAM has been involved in all kinds of radioactive waste container safety evaluation for storage and transportation including their long term performance from the very beginning. Today, all work related to the safe management of radioactive waste is linked by the activity field “Nuclear Waste Management” within the Focus Area “Energy” at BAM and in conjunction with a research strategy and agenda. Most recently, the working group “Long Term Safety of Container Systems and Components” was established to launch and perform research projects related to safety issues concerning the extended interim storage of radioactive waste.
For example, within our project LaMEP, we investigate ageing effects of metal and elastomer seals as well as polymeric neutron shielding materials, which are container components that fulfil major safety functions. The results of the experiments help to understand the long term behaviour of these components. Likewise, our project BRUZL started at BAM in 2018 with the aim of developing a fracture mechanics approach to understand and describe a potential brittle failure mechanism of fuel cladding during long-term interim storage. BAM also contributes to the GRS project “Development of methods and models and international exchange for safety evaluation in the frame of interim storage of radioactive waste”. Additionally, BAM is involved in several international research programmes dealing with extended interim storage, such as the European Joint Programme on Radioactive Waste Management (EURAD), the Extended Storage Collaboration Program (ESCP) and IAEA Coordinated Research Projects.
The present contribution provides a comprehensive overview of BAM research activities contributing to national and international gap analyses and to filling knowledge gaps regarding the safe long term management of radioactive waste.
Im Vorhaben "KoBrA" sollen aus bestehenden Anforderungen für endlagerfähige Behälter und aus internationalen Erfahrungen ein aktueller Stand auf dem Gebiet der Behälterforschung für HLW/SF-Behälter ermittelt und generische Vorschläge für einen deutschen HLW/BE-Endlagerbehälter in den drei potentiellen Wirtsgesteinen (Kristallin, Ton oder Salz) erarbeitet werden. Im Arbeitspaket 1 wird dafür eine umfassende Literaturrecherche zu internationalen Behälterkonzepten durchgeführt, deren erste Ergebnisse hier präsentiert werden.
With the clear expectation of the need for extending spent fuel storage in Germany beyond the initial license period of maximum 40 years additional material data and knowledge about the long term performance and integrity of casks and internals like fuel rods will be required to meet major safety goals and regulatory requirements.
Based on a broad knowledge base about fuel cladding behavior, degradation mechanisms and related potential failure mechanisms, e. g. induced by reoriented Hydride precipitation, as illustrated in this paper, a specific gap analyses for the German situation regarding fuel conditions and cladding materials should identify the specific knowledge gaps to be addressed and closed in the near future. This is of specific interest as all spent fuel assemblies are going to be transferred to dry cask storage with the next decade and as a consequence of the German nuclear phase-out decision.
Within several decades, BAM as a Federal materials research institute gathered a broad range of expertise in the safety evaluation of materials, components and casks under operational and accidental thermal and mechanical conditions. This paper elucidates selected Basic considerations regarding technical and scientific knowledge about the long term aging performance and potential failure mechanisms of fuel cladding materials.
Under consideration of the national R&D funding policy which has been adapted to the extended interim storage or pre-disposal needs and the competences of BAM, its future R&D strategy is explained and some R&D objectives have already been identified. BAM will continue and expand ist engagement in the area of investigating fuel cladding material behavior in the long term and developing validated simulation and analyses tools in collaboration with national and international partners. R&D outcomes shall improve the knowledge-base to close identified knowledge gaps in the area of demonstrating fuel cladding integrity and to provide crucial information with regard to future safety assessments for the extended interim spent fuel storage.
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 Forschungsvorhaben KoBrA werden Anforderungen an Endlagerbehälter für hochradioaktive Abfälle erstmals systematisch und unter Berücksichtigung des internationalen Standes von Wissenschaft und Technik hergeleitet. Parallel werden die behälterrelevanten Randbedingungen und Beanspruchungsgrößen für Endlagerbehälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein ermittelt. Darauf aufbauend werden die zur Erfüllung der Anforderungen unter den gegebenen Einwirkungen und Beanspruchungen notwendigen Behälterfunktionen bestimmt und erste Konzeptideen für zukünftige Endlagerbehälter diskutiert bzw. entwickelt.
Dieser Bericht untersucht die im ersten Arbeitspaket ermittelten vorhandenen bzw. entwickelten Behälterkonzepte dahingehend, inwieweit die jeweiligen Behälterfunktionen unter den im zweiten und dritten Arbeitspaket ermittelten Randbedingungen und Einwirkungen den im dritten Arbeitspaket ermittelten Anforderungen an endlagerfähige Behälter in einem deutschen Endlager genügen. Zum anderen sollen, basierend auf den im zweiten Arbeitspaket ermittelten Randbedingungen und den im dritten Arbeitspaket hergeleiteten und zusammengestellten Anforderungen an die Endlagerbehälter, Vorschläge für mögliche generische Endlagerbehälter in den drei potenziellen Wirtsgesteinen Steinsalz, Tonstein und Kristallingestein erarbeitet werden. Die im ersten Arbeitspaket recherchierten Behälterkonzepte, deren Entwicklungslinien und zugrundeliegende Behälteranforderungen bilden hier den Ausgangspunkt für weitergehende Überlegungen hinsichtlich ihrer potenziellen Eignung für ein zukünftiges deutsches Endlager und zur Skizzierung generischer Konzepte für zukünftige Endlagerbehälter.