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

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auf mögliche Defizite in diesen Bibliotheken hinsichtlich der Neutronenabsorption durch<br />

35 Cl erkennbar.<br />

Um ggf. den Nachweis der Unterkritikalität ohne Berücksichtigung des Brennelemente-<br />

Abbrands <strong>und</strong> ohne Berücksichtigung der Absorptionswirkung des Nuklids 35 Cl zu<br />

überprüfen, wurden für einige Behältertypen verschiedene Verfüllvarianten in Kritikalitätsrechnungen<br />

überprüft. Dabei wurden vorhandene Hohlräume im Behälterinneren,<br />

die bei einer unterstellten Flutung als Moderator zur Verfügung stehen, als mit Versatzstoffen<br />

verfüllt angenommen. Diese können zur reinen Volumenbelegung <strong>und</strong> damit<br />

zur Moderatorverdrängung dienen oder auch selbst Neutronen absorbierende Komponenten<br />

enthalten. Erste Untersuchungen indizieren eine gr<strong>und</strong>sätzliche Machbarkeit<br />

des Kritikalitätsausschlusses auf diesem Wege. Die entsprechenden Arbeiten sind bislang<br />

aber als exemplarisch <strong>und</strong> noch nicht abdeckend zu betrachten. Auch sind etwaige<br />

Verfüllsubstanzen in die Langzeitentwicklung der Gebinde mit einzubeziehen. Insbesondere<br />

ist zu gewährleisten, dass eventuelle Neutronenabsorber, welche die<br />

Unterkritikalität sicherstellen sollen, während des gesamten Betrachtungszeitraums an<br />

Ort <strong>und</strong> Stelle verbleiben <strong>und</strong> ihre Wirksamkeit nicht einbüßen.<br />

Gr<strong>und</strong>sätzlich ist der Nachweis der Unterkritikalität in der Nachverschlussphase des<br />

Endlagers für ausgediente Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren durchführbar.<br />

Sowohl die Validierung der Wirksamkeit des 35 Cl als Neutronenabsorber als auch alternativ<br />

die Wahl geeigneter Verfüllmaterialien stellen nach derzeitigem Kenntnisstand<br />

gangbare Wege dar.<br />

Weiterführende Details zu den durchgeführten Analysen sind in /KIL 12/ dargestellt <strong>und</strong><br />

diskutiert.<br />

5.4 Ausgediente Kernbrennstoffe aus Versuchs- <strong>und</strong> Prototyp-<br />

Kernkraftwerken <strong>und</strong> Forschungsreaktoren<br />

Brennstoffe aus Versuchs- <strong>und</strong> Prototyp-Kernkraftwerken <strong>und</strong> Forschungsreaktoren<br />

weisen typischerweise einige Unterschiede zu denjenigen aus Leichtwasserreaktoren<br />

zur Energiegewinnung auf. Zum einen liegen sie oft nicht in oxidischer, sondern anderer<br />

chemischer Form vor, z. B. als Uran-Aluminium-Legierung oder als Silizid. Dies<br />

kann bei der Untersuchung etwaiger Betrachtungsfälle zur Degradation von Bedeutung<br />

sein. Zum anderen weisen sie <strong>zum</strong>eist eine deutlich höhere Anfangsanreicherung bis<br />

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