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Endlagerauslegung und -optimierung, Bericht zum ... - PTKA - KIT

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verhalten wurden im Rahmen der vorliegenden Arbeit nicht diskutiert. Deshalb sind die<br />

hier beschriebenen Analysen gr<strong>und</strong>sätzlich deterministisch, obwohl probabilistische<br />

Ansätze in der Kritikalitätssicherheitsanalyse für die Nachverschlussphase des Endlagers<br />

nach DIN 25472 gr<strong>und</strong>sätzlich zulässig sind /DIN 11/.<br />

Dieses Kapitel fasst die Ergebnisse der im Rahmen der VSG durchgeführten Untersuchungen<br />

<strong>zum</strong> Kritikalitätsausschluss überblicksartig zusammen. Alle in diesem Vorhaben<br />

durchgeführten Arbeiten sind im Detail im Technischen <strong>Bericht</strong> <strong>zum</strong> Kritikalitätsausschluss<br />

/KIL 12/ beschrieben.<br />

5.2 Rechenverfahren <strong>und</strong> Modellannahmen<br />

Aufbauend auf früheren Arbeiten zur Unterkritikalität bei der Endlagerung ausgedienter<br />

Kernbrennstoffe in tiefen geologischen Formationen /GMA 01a/, /GMA 01b/, /GMA 04/,<br />

/GMA 09/ wurden in der vorliegenden Arbeit Aspekte der Kritikalitätssicherheit bei den<br />

Endlagerkonzepten „Streckenlagerung“ (Varianten B1 <strong>und</strong> B2) <strong>und</strong> „Bohrlochlagerung“<br />

(Variante C) in einem Salzstock untersucht <strong>und</strong> diskutiert. Dabei lag der Schwerpunkt<br />

der Betrachtung auf den zugr<strong>und</strong>e liegenden Behälterkonzepten. Eine Akkumulation<br />

der Nuklidinventare aus mehreren Behältern wird dabei – wegen der Verkettung mehrerer<br />

Ereignisse <strong>und</strong> geochemischer Prozesse – als nicht zu erwartender Betrachtungsfall<br />

angenommen <strong>und</strong> im Folgenden nicht unterstellt. Ebenfalls nicht analysiert<br />

wurden Betrachtungsfälle, die ein unbeabsichtigtes menschliches Eindringen in den<br />

Einlagerungsbereich mit entsprechenden Konsequenzen wie Integritätsverlust mehrerer<br />

Behälter <strong>und</strong> Lösungszutritt unterstellen.<br />

Rechenmethoden<br />

Für die Kritikalitätsrechnungen kamen die Monte-Carlo-Codes KENO Va <strong>und</strong> KENO VI<br />

aus dem amerikanischen Codepaket SCALE 6 /SCA 09/ <strong>zum</strong> Einsatz. Verwendet wurden<br />

hierbei die mitgelieferten ENDF/B-VII.0 /CHA 06/ Wirkungsquerschnitte in 238<br />

Energiegruppen. Zusätzlich wurde der Monte-Carlo-Code MCNP 5 Version 1.51<br />

/BRO 09/ eingesetzt. Hier wurden kontinuierliche ENDF/B-VII.0 Wirkungsquerschnitte<br />

verwendet. Daneben wurden zu Vergleichszwecken für das Nuklid 35 Cl auch weitere<br />

Daten aus anderen Wirkungsquerschnittsbibliotheken verwendet. Zur Berechnung des<br />

Neutronenmultiplikationsfaktors k eff wurden pro Rechnung, je nach Modellkomplexität<br />

<strong>und</strong> Rechenverfahren, genügend Neutronenschicksale verfolgt, um eine ausreichende<br />

Konvergenz der Rechnungen zu gewährleisten. Die eingesetzten Rechenverfahren<br />

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