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A Memorandum of Understanding (MOU) between Argonne National Laboratory (Argonne) and the German Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung (BAM) was signed in October 2014. Its objectives are to promote cooperation among scientists and specialists at Argonne and BAM and establish a framework for collaboration in advanced technologies associated with the back end of the nuclear fuel cycle. Collaborative activities involving Argonne and BAM may be implemented through the promotion of joint research activities and scientific workshops and conferences; exchange of technical information; and visits by scientists, specialists, and graduate, postgraduate, and Ph.D. students. The MOU was renewed in January 2020 for another five years. Highlights of the progress and achievements are provided in identified topical areas for collaboration on ageing management guidance, storage, transportation and disposal R&D, joint conference activities, and conclude with the benefits of the MOU in fostering Argonne and BAM collaboration.
The European Joint Programme on Radioactive Waste Management (EURAD) deals in work package (WP) 8 with Spent Fuel Characterization (SFC). Inspired by the EURAD activities, an international Coordinated Research Project (CRP) on SFC was established by the International Atomic Energy Agency (IAEA). The EURAD WP SFC participants are collaborating as a team on the IAEA CRP on SFC. The EURAD WP SFC project is divided into four tasks. Task 3 investigates the behaviour of nuclear fuel and cladding after discharge. The aim of these activities is to understand and describe the evolution of the cladding-pellet system and its ageing under conditions of extended interim storage, transportation and emplacement in a final disposal system. During an IAEA consultancy meeting, BAM as leader of Task 3 reported on the current status of the research work.
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.
The purpose of this paper is to investigate the relationship between hydride morphology, in particular the presence of radial hydrides (RHs), stress state and failure mechanisms associated with the ring compression test (RCT). Samples of ZIRLO®cladding were pre-hydrided and subjected to thermo-mechanical treatments to precipitate long radial hydrides. The results show that the reorientation treatment was very successful. A considerable fraction of RHs was generated, the radial hydride continuity factor being around 80 to 90% of the wall thickness. The samples with reoriented hydrides were tested using the RCT at room temperature. Macroscopic brittle failure was observed with sudden load drops for displacements around 0.5 mm, with a calculated “offset strain”between 0.5 and 1%. Crack nucleation occurs in RHs located in regions with the highest values of hoop stress. These locations are the inner diameter of cladding at the vertical plane of the sample (12 and 6 o’clock positions) and the outer diameter at the horizontal plane (3 and 9 o’clock positions). Noticeable load drops in the RCT are associated with unstable crack propagation events through the radial hydride network, the crack front reaching up to 90% of the wall thickness in some cases. The failure micro-mechanism is quasi-cleavage in the hydrides and micro-void nucleation, growth and coalescence in the Zr matrix, with ductile tearing patches connecting neighboring hydrides. The main conclusion is that radial hydride metrics is not the only parameter that determines cladding failure in the presence of RHs, but the interaction between the location and continuity of RHs and the stress normal to the hydride (the hoop stress in this case). Consequently, if a radial hydride is located at a position within the cladding where the hoop stress is small, a crack will not be initiated easily in the RCT.
Abgeleitet aus den in Teil 3 der „Systemanalyse Konrad“ [1] 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“ [2], 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“ [3]: „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“ [4], [5] 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 [6] 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.
The characterization of spent fuel and radioactive waste is essential in the evaluation of the ability of these materials to meet acceptance criteria. Prior to determining a method for spent fuel characterization, it is necessary to identify the type of data required to support safety and other analyses for the storage, transportation and final disposal of spent fuel. BAM’s understanding and capabilities in the field of spent fuel characterization are presented for the scope of a coordinated research project on the topic.
Embrittlement of spent fuel claddings during long-term dry interim storage - Current approach at BAM
(2019)
The integrity of fuel rods and cladding tubes must be demonstrated throughout the dry interim storage of spent nuclear fuel in Germany. For at least a relevant number of casks, an extension of interim storage between 40 and 100 years is foreseeable. The drying procedure for the fuel rods in conjunction with the thermomechanical storage conditions may change the microstructure of the cladding tubes and lead to their possible embrittlement. The failure probability might increase under mechanical load by handling procedures (transport after storage) on potentially embrittled cladding tubes of fuel rods especially at low temperatures after long-term storage. Results of ring compression tests on unirradiated pre-hydrided as well as irradiated samples with radial hydrides are investigated by finite element analyses to be able to describe the failure process and to identify failure criteria.
In order to demonstrate the safety of both spent fuel and the storage system, a good understanding of the processes that might cause deterioration is required. The International Atomic Energy Agency (IAEA) continued the coordinated research on Spent Fuel Performance Assessment and Research (SPAR) into a fourth phase starting in 2015 to evaluate fuel and materials performance under wet and dry storage and to assess the impact of interim storage on associated spent fuel management activities (such as handling and transport). BAM’s understanding and experiences in the field of long-term storage of spent fuel and especially spent fuel characterization are presented to assist the preparation of the final project report.
Embrittlement of spent fuel claddings during long-term dry interim storage - Current approach at BAM
(2019)
In this presentation, the actual situation of long-term dry interim storage of spent nuclear fuel in Germany is reported. An extension of the interim storage period between 40 and 100 years for at least a relevant number of casks is foreseeable. To demonstrate the integrity of fuel rods and cladding tubes throughout the extended dry interim storage, a potential cladding embrittlement should be investigated. The current approach at BAM is a research project on experimental and numerical investigations of sudden failure of unirradiated pre-hydrided cladding tubes after hydride reorientation at small deformation under Ring Compression Test conditions. A fracture mechanics based failure analysis and suggested failure criteria for a potential brittle failure of spent fuel claddings after long-term dry interim storage under mechanical loads are discussed.
A reliable finite element analysis presupposes a qualified model of the object to be analyzed. The finite element mesh density may significantly vary throughout a model. A transition between dissimilar meshes can be accomplished by a gradual change of element size or by an interface with constraint conditions. Some issues may arise from such mesh transitions. Generally, a finer mesh can transmit signals of higher frequency than a coarser mesh. Stress wave propagation through the model could be affected by the transition region or the artificially induced interface. Stress waves generated within the fine mesh could be partly encapsulated by the surrounding coarse mesh. Therefore poor mesh transitions could result in reflections or shape changes of stress waves. A thin rod is investigated to demonstrate the effects.
This study supports the development of the ASME Guidance Document "Use of Explicit Finite Element Analysis for the Evaluation of Nuclear Transport and Storage Packages in Energy-Limited Impact Events".