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  • 3 Gefahrgutumschließungen (264)
  • 3.4 Sicherheit von Lagerbehältern (164)
  • 3.3 Sicherheit von Transportbehältern (105)
  • 8 Zerstörungsfreie Prüfung (52)
  • 8.6 Faseroptische Sensorik (24)
  • 7 Bauwerkssicherheit (15)
  • 8.3 Radiologische Verfahren (13)
  • 8.2 Zerstörungsfreie Prüfmethoden für das Bauwesen (11)
  • 7.2 Ingenieurbau (10)
  • 3.0 Abteilungsleitung und andere (7)
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Untersuchungen zur Wärmeentwicklung von hybriden Zementen (2021)
Henning, Ricky ; Sturm, Patrick ; Kühne, Hans-Carsten ; Keßler, S. ; Gluth, Gregor
Die Hauptfunktion von Verschlussbauwerken für End- und Zwischenlager von radioaktiven Abfällen besteht in der Erhaltung der geologischen Barriere. Vor allem soll ein potenzieller Stofftransport durch eine möglichst geringe Permeabilität des Bauwerks verhindert bzw. auf vernachlässigbare Werte herabgesetzt werden. Die in-situ-Permeabilität des Verschlussbauwerks steht dabei in direktem Zusammenhang mit dessen Poren- und Makrostruktur, welche bei Bauwerken auf Basis von Beton insbesondere durch Schwind-verformungen und durch thermisch induzierte Rissbildung infolge der Reaktionswärmeentwicklung des Bindemittels gestört werden kann. Die Betone müssen daher neben einer hohen chemischen Langzeitstabilität auch eine geringe bzw. langsame Wärmeentwicklung während der Erhärtungsreaktionen aufweisen. Als hybride Zemente werden Mischungen aus Portlandzement, Betonzusatzstoffen und einem alkalischen Aktivator bezeichnet. Dabei können u. a. Alkalisulfate, Alkalicarbonate, Alkalisilicate und Alkalihydroxide als Aktivatoren zum Einsatz kommen. Aufgrund ihrer hohen chemischen Stabilität im salinaren Milieu sind Betone aus solchen Zementen potenziell besonders gut als Verfüllmaterial für End- und Zwischenlager im Steinsalz geeignet. In der vorliegenden Studie wurden daher hybride Zemente hinsichtlich ihrer Wärmeentwicklung in einem isothermen Kalorimeter sowie hinsichtlich Phasenbestand und Festigkeiten untersucht. Hybride Zementleime wurden auf Basis von Portlandklinker, Hüttensandmehl, Flugasche und Natriumsulfat hergestellt und die Zusammensetzungen systematisch variiert, um den Einfluss der Komponenten auf Wärmeentwicklung, Phasenbestand und mechanische Eigenschaften der Leime zu untersuchen; zusätzlich wurden zu Vergleichszwecken ein Zementleim auf Basis der Betonrezeptur M2 sowie eine alkalisch aktivierte Flugasche untersucht.
Faseroptische Strahlungssensoren für kerntechnische Anwendungen (2021)
Wosniok, Aleksander ; Krebber, Katerina
Der Anstieg der Vielfalt nuklearer Anwendungen weit über die Bereiche der kerntechnischen Stromerzeugung erhöht die Relevanz der Entwicklung und Anwendung neuer Technologien zur Strahlungsüberwachung. Auch die offenen Sicherheitsfragen bei der Entsorgung radioaktiver Abfälle einschließlich Zwischen- und Endlagerungsproblematik verstärkt die Nachfrage nach effizienten Monitoringsystemen zum Schutz von Mensch und Umwelt vor ionisierender Strahlung. Aufgrund ihrer messtechnisch vorteilhaften Materialeigenschaften stellen die faseroptischen Strahlungssensoren eine vielversprechende Alternative zu traditionellen Dosimetern dar. Bedingt durch ihre kleinen Abmessungen, elektromagnetische Unempfindlichkeit und ihr geringes Gewicht können faseroptische Sensoren in einer harschen Umgebung an schwer zugänglichen Stellen eingesetzt werden. Darüber hinaus bietet diese Art der Sensoren die Möglichkeit der ortsverteilten Messung entlang der gesamten Sensorfaser. Somit kann durch eine einzelne optische Faser eine Vielzahl an punktuell messenden Sensoren ersetzt werden. Dieser Beitrag beschreibt die in der BAM vorangetriebenen Entwicklungen unterschiedlicher Sensorprinzipien, -lösungen und -verfahren zur Detektion ionisierender Strahlung.
Numerical modelling of compression stress relaxation and compression set of elastomer O-rings during aging (2020)
Zaghdoudi, Maha
Elastomer seals are used in many industrial applications due to their excellent mechanical properties at a wide range of temperatures. Their high versatility and recovery potential under several load conditions make them well suitable for the application in containers designed for transport, storage and/or disposal of radioactive materials. In containers for low and intermediate level radioactive waste, elastomer seals are used as barrier seals, and as auxiliary seals in storage and transportation casks (dual purpose casks) for heat generating radioactive waste, such as spent fuel and high-level waste. While a seal exchange at defined intervals is typical in many conventional applications, it is impossible or at least hard to perform when principles of minimization of radiation exposure have to be considered and prohibit an unnecessary cask handling. An extensive knowledge of the change of the elastomer’s properties during aging and the availability of reliable end-of-lifetime criteria to guarantee the permanent safe enclosure of the radioactive material is mandatory. As BAM is involved in most of the national cask licensing procedures and in the evaluation of cask-related long-term safety issues, great efforts have been already made and are still planned to scientifically support this task. Compression stress relaxation and compression set were identified as key indicators of elastomer long-term performance and quantitatively investigated in comprehensive test programs. Among other representative types of elastomers, specimens made from ethylene propylene diene rubber (EPDM) were tested before, during and after aging to capture the most important of their complex mechanical properties. In the presented study, exemplary results were used to simulate the compression stress relaxation and the compression set of elastomer O-rings during aging. Regarding the influence of temperature, the time temperature superposition principle is applied in the relaxation analysis of elastomer O-rings. The proposed model is implemented in the commercial finite element software ABAQUS/Standard® [1] with a sequential temperature displacement coupling. Numerical results match the experimental compression stress relaxation measurements well. The prediction of compression set values after long-term aging shows a relatively good agreement with the experimental results. Nevertheless, all input parameters derived from the specimen tests, additional assumptions concerning boundary conditions and modeling strategy are discussed with regard to the identified slight discrepancies. The possibility to extend the finite element model to represent the O-ring seal’s ability to recover after a (fast) partial release is taken into account
Faseroptische Strahlungssensoren für kerntechnische Anwendungen (2021)
Wosniok, Aleksander
Faseroptische Strahlungssensoren ermöglichen ein räumlich verteiltes Online-Monitoring entlang der gesamten Sensorfaser. Verschiedene Messverfahren nutzen überwiegend zwei durch die ionisierende Strahlung in optischen Fasern induzierte Effekte, d. h. die Erhöhung der optischen Dämpfung und die damit verbundene Veränderung des Brechungsindex des Fasermaterials. Die Sensitivität der Strahlungssensoren lässt sich je nach Anwendung durch die Wahl der Dotierstoffe im Glasfaserkern sowie der Art des Polymermaterials des POF-Sensors beeinflussen. Ferner ist die Sensitivität auch durch den Betrieb bei geeigneten Wellenlängen einstellbar. Bei dem sensorischen Einsatz von faseroptischen Sensoren muss auch die vorhandene Ausheilung des Sensors sowie die Abhängigkeit der erfassten Messsignale von der Temperatur und der Dosisleistung berücksichtigt werden.
Faseroptische Strahlungssensoren für kerntechnische Anwendungen (2021)
Wosniok, Aleksander
Faseroptische Strahlungssensoren ermöglichen ein räumlich verteiltes Online-Monitoring entlang der gesamten Sensorfaser. Verschiedene Messverfahren nutzen überwiegend zwei durch die ionisierende Strahlung in optischen Fasern induzierte Effekte, d. h. die Erhöhung der optischen Dämpfung und die damit verbundene Veränderung des Brechungsindex des Fasermaterials. Die Sensitivität der Strahlungssensoren lässt sich je nach Anwendung durch die Wahl der Dotierstoffe im Glasfaserkern sowie der Art des Polymermaterials des POF-Sensors beeinflussen. Ferner ist die Sensitivität auch durch den Betrieb bei geeigneten Wellenlängen einstellbar. Bei dem sensorischen Einsatz von faseroptischen Sensoren muss auch die vorhandene Ausheilung des Sensors sowie die Abhängigkeit der erfassten Messsignale von der Temperatur und der Dosisleistung berücksichtigt werden.
Optical fibers for sensing applications: Towards ionizing radiation monitoring (2021)
Wosniok, Aleksander
Overview about existing fiber optic sensing techniques including ionizing radiation monitoring.
Numerical Analysis for an Electro‐Magneto‐Mechanical Phenomenon with High‐Order Accurate Methods (2021)
Gleim, Tobias ; Chen, Hefeng
This paper establishes an axisymmetric model for a levitation device. Therein, the Maxwell equations are combined with the balance of linear momentum. Different possible formulations to describe the MAXWELL equations are presented and compared and discussed in the example. A high order finite element discretization using GALERKIN's method in space and the generalized NEWMARK‐α method in time are developed for the electro‐magneto‐mechanical approach. Several studies on spatial and temporal discretization with respect to convergence will be investigated. In addition, the boundary influences and the domain size with respect to the levitation device are also examined.
Numerical Simulation of Spent Fuel Segments under Transport Loads (2019)
Linnemann, Konrad ; Ballheimer, Viktor ; Sterthaus, Jens ; Rolle, Annette ; Wille, Frank ; Vlassopoulos, Efstathios ; Papaioannou, Dimitrios
Packages for the transport of spent nuclear fuel shall meet the International Atomic Energy Agency regulations to ensure safety under different transport conditions. The physical state of spent fuel and the fuel rod cladding as well as the geometric configuration of fuel assemblies are important inputs for the evaluation of package capabilities under these conditions. Generally, the mechanical behavior of high burn-up spent fuel assemblies under transport conditions shall be analyzed with regard to the assumptions which are used in the containment and criticality safety analysis. Considering the complexity of the interactions between the fuel rods as well as between the fuel assemblies, basket, and cask containment, the exact mechanical analysis of such phenomena is nearly impossible. The gaps in Information concerning the material properties of cladding and pellet behavior, especially for the high burn-up fuel, make the analysis more complicated additionally. As a result, enveloping analytical approaches are usually used by BAM within the safety assessment of packages approved for transport of spent nuclear fuel. To justify the safety margins of such approaches additional analyses are necessary. In this paper, numerical simulations of a spent fuel assembly Segment are presented. The segment modeled represents the part of a generalized BWR fuel assembly between two spacers. Dynamic and quasi-static finite element calculations are performed to simulate the spent fuel behavior under regulatory defined accident conditions of transport. Beam elements are used for the modeling of the fuel rods representing the compound consisting of claddings and fuel pellets. The dynamic load applied is gathered from an experimental drop test with a spent fuel cask performed at BAM. A hot cell bending test performed at JRC Karlsruhe is the basis for obtaining the material behavior of the fuel rods. The material properties are determined by simulating the test setup of JRC and optimizing the results to fit the experimental load deflection curve. The simulations of the fuel assembly segment are used to get a better understanding about the loads on fuel rods under accident conditions of transport.
Numerical simulation of spent fuel segments under transport loads (2019)
Linnemann, Konrad
Packages for the transport of spent nuclear fuel shall meet the International Atomic Energy Agency regulations to ensure safety under different Transport conditions. The physical state of spent fuel and the fuel rod cladding as well as the geometric configuration of fuel assemblies are important inputs for the evaluation of package capabilities under these conditions. Generally, the mechanical behavior of high burn-up spent fuel assemblies under Transport conditions shall be analyzed with regard to the assumptions which are used in the containment and criticality safety analysis. In view of the complexity of the interactions between the fuel rods as well as between the fuel assemblies, basket, and cask containment, the exact mechanical analysis of such phenomena is nearly impossible. The gaps in information concerning the material properties of cladding and pellet behavior, especially for the high burn-up fuel, make the analysis more complicated additionally. As a result, enveloping analytical approaches are usually used by BAM within the safety assessment of packages approved for transport of spent nuclear fuel. To justify the safety margins of such approaches additional analyses are necessary. In this paper, numerical simulations of a segment of a spent fuel assembly are presented. The segment modeled represents the part of a generalized BWR fuel assembly between two spacers. Explicit dynamic finite element calculations are performed to simulate the spent fuel behavior under regulatory defined accident conditions of transport. A beam element formulation is used for the modeling of the fuel rods representing the compound consisting of claddings and fuel pellets. The load applied is gathered from experimental drop tests with spent fuel casks performed at BAM. A hot cell bending test performed at JRC Karlsruhe is the basis for obtaining the material behavior of the fuel rods. The material properties are determined by simulating the test setup of JRC and optimizing the results to fit the experimental load deflection curve. The simulations of the fuel Assembly segment are used to get a better understanding about the loads on fuel rods under accident conditions of transport.
Prüfung von Abdichtbauwerken für Endlager auf Risse – eine Herausforderung (2021)
Effner, Ute ; Mielentz, Frank ; Niederleithinger, Ernst ; Friedrich, C. ; Mauke, R. ; Mayer, K.
Im Jahr 2011 hat der Bundestag in Deutschland den Ausstieg aus der Kernenergie beschlossen. Der angefallene Abfall wird mehr als hunderttausend Jahre eine derartig hohe Aktivität besitzen, dass er eine erhebliche Gefahr für nachfolgende Generationen darstellen kann. Dieser radioaktive Abfall soll in tiefen geologischen Formationen (z.B. Salz, Ton oder Kristallin) sicher endgelagert werden. Die Endlager werden mittels sogenannter geotechnischer Abdichtbauwerke (Schachtbzw. Streckenverschlüsse) verschlossen, wofür u.a. Zement- oder Sorel-basierte Baustoffe (Betone) in Frage kommen. Die Beschreibung des Dichtvermögens dieser Bauwerke ist unabdingbar. In der Forschungsphase werden verschiedene Werkstoffe untersucht und Methoden für die zerstörungsfreie Untersuchung der Bauwerke als Mittel der Qualitätsprüfung entwickelt. Hierbei ist der Nachweis der Rissfreiheit bzw. die Detektion möglicher Risse ein vorrangiges Thema. In den letzten Jahren konnten bereits umfangreiche Erfahrungen mit der Untersuchung von in-situ-Versuchsobjekten in Realmaßstab gesammelt werden. Die Messungen wurden im Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben am in-situ-Versuch “Abdichtbauwerk im Steinsalz” und in der Grube Teutschenthal am Großversuch GV2 durchgeführt. Es ist gelungen mit einem neu entwickelten Ultraschall-Messsystem Eindringtiefen bis ca. 9,0 m zu realisieren. Die Messungen mit dem Large Aperture Ultrasonic System in Kombination mit der Rekonstruktion-Methode Synthetic Aperture Focusing Technique zeigen, dass die zerstörungsfreie Prüfung von Abdichtbauwerken möglich und die Nutzung des Messsystems zur Qualitätssicherung bei der Erstellung der Verschlussbauwerke vielversprechend ist.
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