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In Germany dual purpose casks for spent nuclear fuel (SF) or high level radioactive waste (HLW) are used for safe transportation and interim storage. Key safety issues in both fields are the safe enclosure of the radioactive material, the safe removal of decay heat, securing nuclear criticality safety, limitation of radiation exposure to acceptable levels and keeping it as low as reasonable achievable (ALARA principle).
Whereas these safety requirements during transportation are ensured by the Type-B(U)-design testing and approval procedure on basis of internationally agreed IAEA (International Atomic Energy Agency) requirements storage licenses are issued on national and site specific safety analyses.
This paper presents experiences from recent interim storage safety evaluation and licensing procedures in Germany on basis of a Type-B(U) certified cask designs concerning specific differences from Operation and accident conditions inside the storage facility. The focus is laid on the interaction of cask and building structures with regard to shielding, heat removal and accident analyses including aircraft crash. Basic safety is assured by thick-walled metal casks with monitored double lid Systems. They also reduce radiation to levels where workers can safely operate and maintain the casks inside the storage facility. The storage building e. g. provides additional shielding and protection against extemal hazards depending on the building construction. In addition, the storage building helps to reduce radiation levels at the boundary of the storage site well below regulatory limits given by the German Radiation Protection Ordinance (StrSchV).
Zur numerischen Simulation von Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe unter mechanischen Unfallbedingungen sind geeignete
Materialmodelle und zugehörige Parametersätze für alle relevanten Behälterbauteile und den Aufpralluntergrund sowie gegebenenfalls für weitere am Störfall beteiligte Komponenten erforderlich.
Sie bilden eine wesentliche Grundlage um für unterschiedliche Belastungsvarianten und Temperaturen zuverlässige Berechnungsergebnisse zu ermitteln, die umfangreiche experimentelle Erprobungen zumindest in Teilen ersetzen und damit einen zentralen Bestandteil von sicherheitstechnischen Nachweisen in gefahrgut- und atomrechtlichen Zulassungs- und Genehmigungsverfahren bilden können. Für die Auslegung der Behälter von besonderer Bedeutung ist die Effizienz der eingesetzten energieabsorbierenden Elemente, wie beispielsweise Stoßdämpfer am Behälterdeckel oder -boden bzw. äquivalente Strukturen auf oder im Fundament von Zwischen- und Endlagern.
Diese Bauteile, die häufig aus Holz, Polyurethan (PU) - Schaum oder Dämpferbeton hergestellt werden, erfahren beim Auf- oder Anprall erhebliche plastische Deformationen, deren Verteilung und Größenordnung u.a. von der Belastungsgeschwindigkeit, dem Belastungsverlauf und der Temperatur bestimmt werden. Die Berücksichtigung dieser Faktoren in dynamischen Finite Elemente (FE) Berechnungen, die den heutigen Stand der Simulationstechnik repräsentieren, setzt eine systematische Datenbasis für den stoßdämpfenden Werkstoff voraus und die Implementierung dieser Informationen in numerischen Materialformulierungen.
An der BAM wird seit Ende 2008 im Rahmen des vom BMBF geförderten Forschungsvorhabens ENREA (Entwicklung rechnerischer Analysemethoden für stoßdämpfende Strukturen beim Anprall oder Absturz von Abfallgebinden) die experimentelle Bestimmung derartiger Daten sowie die Anpassung und teilweise Neuentwicklung geeigneter Materialmodelle betrieben.
Finite element analysis (FEA) has been carried out for investigation of damping concrete under different impact loading conditions with a built-in material model and damage criteria available in FEA code ABAQUS.
At first, all parameters for the selected material model had been derived from compression Tests of cubic specimens. After that, a validation was carried out with different static and dynamic penetration tests. Finally, a 5 meter real drop test with a 23 Mg cylindrical cask could successfully be simulated.
Mechanical loading conditions of transport and storage casks for radioactive materials in accidental scenarios are highly affected by the behavior of both: the impact limiters and the footing materials. To minimize potential damages during the handling of casks, a so called damping concrete is frequently used for the footings in interim nuclear facilities. It obtains its shock absorbing properties through admixing of polymer cells. For a comprehensive mechanical evaluation of casks, advanced material models are also needed for damping concrete. In order to characterize the mechanical properties and to develop numerical material models, penetration tests were carried out at different test facilities of BAM. The tests contain static and dynamic penetration tests on cubic specimen with an edge length of 100 mm as well as mortared specimen with a size of 240 x 240 x 50 cm³. Indenters with different geometries and diameters were used for these model-sized penetration tests. Subsequently a full-scale cylindrical cast-iron indenter with a diameter of 110 cm was dropped of 5 m height on a realistic damping concrete footing.