Das Forschungszentrum Jülich - d-nb, Archivserver DEPOSIT.D-NB ...

Experimentaufbau am Synchrotron in Dubna, Russland hatte als Target 45 kg Blei, die von 206 kg
Uran als Blanket umgeben waren. Die Neutronenbildung wurde durch Aktivierung von Proben
(Aluminium-27, Cobalt-59, Lanthan-139 und Wismut-209) mittels Gammaspektroskopie ermittelt.
Bei einem Protonenfluss von 1 mA ergaben sich unterschiedliche Neutronenflüsse für langsame (bis
100 eV) und mittlere/schnelle Neutronen (über 100 eV). Im Gegensatz zu früheren Untersuchungen
mit primär langsamen Neutronen, bei denen die Neutronen im Target eingefangen wurden,
entstanden bei den schnellen Neutronentreffern bis zu 9 freie Neutronen und damit z.B. Jodisotope
der Massenzahlen 128 bis 120. Die Aktivierungsraten wurden bestimmt.
Die Arbeiten zum ADS-Blanket und System-Design innerhalb des EU-Projekts PDS-XADS wurden
mit Auslaufen des Projekts im November 2004 abgeschlossen. Wesentliche Beiträge adressieren die
noch offenen FuE-Aufgaben zur Entwicklung und Realisierung einer prototypischen
beschleunigergetriebenen Transmutationsanlage. Hierzu wurden sowohl speziell für das
heliumgekühlte Blanket als auch für das gesamte Projekt die während der Bearbeitung bei den
beteiligten Partnern offen gebliebenen Aufgaben, die jeweils gesonderte FuE-Anstrengungen
erfordern, ausgewertet und strukturiert zusammengestellt, so dass sie als Basis für zukünftige FuE-
Tätigkeiten dienen können. Im Rahmen des in 2004 abgeschlossenen EU-Projekts HTR-N1 ergeben
Analysen zum deep-burn von Plutonium mit thoriumbasiertem Brennstoff in Hochtemperaturreaktoren,
dass sowohl frisches Plutonium als auch solches nach einmaliger Rezyklierung aus
Leichtwasserreaktoren unter Einhaltung der reaktorphysikalischen Sicherheitsparameter je nach
Brennstoffstrategie zu einem Anteil zwischen 50 % und 80 % umgesetzt werden kann.
Die Arbeiten zur Entwicklung und Validierung von Rechencodes zur sicherheitsgerichteten
Auslegung von beschleunigergetriebenen Transmutationsanlagen im EU-Projekt MUSE-4, das aus
einer Serie von Null-Leistungs-Experimenten bestand, um das neutronenphysikalische Verhalten für
verschiedene Anordnungen und Reaktivitätszustände zu untersuchen, wurden im Oktober 2004
abgeschlossen. Ein Ziel bestand darin, zu untersuchen, inwieweit die herkömmlichen Neutronen-
Transportprogramme und Datenbibliotheken in der Lage sind, die physikalischen Parameter der
MUSE-4 Anordnungen sowohl für stationäre als auch für instationäre Bedingungen mit ausreichender
Genauigkeit zu bestimmen. Zu diesen Fragestellungen wurden theoretische Beiträge auf der Basis
des OECD/NEA Benchmarks und der verschiedenen MUSE-4 Anordnungen geliefert.
(2c) Langzeitsicherheit der Endlagerung
Während des Betriebs der Hochtemperaturreaktoren (HTR) AVR und THTR fielen ca. eine Million
bestrahlte Brennelemente an. Diese sollen in einem zukünftigen Endlager für hochradioaktive Abfälle
sicher beseitigt werden. Im Rahmen eines europäischen Projekts werden Untersuchungen zur
Langzeitsicherheit dieser Brennelemente in den möglichen Endlagerformationen Ton, Granit oder Salz
durchgeführt. Neben dem mechanischen Verhalten bei hohen Gebirgsdrücken wird im wesentlichen
die Mobilisierung langlebiger Radionuklide durch Wässer untersucht, die im Ton und Granit immer
vorhanden sind und in einer Salzformation im Störfall nicht ausgeschlossen werden können.
Ein HTR-Brennelement besteht aus einer sechs Zentimeter durchmessenden Graphitkugel, in die der
Brennstoff als beschichtete Partikel mit einem Durchmesser von 1 mm eingebettet ist. Graphit und
Beschichtung wirken als Barriere gegen das Eindringen von Wasser. Um die Langzeitstabilität dieser
Barrieren zu ermitteln, wird in Jülich die Diffusion der Formationswässer durch die Barrieren sowie die
Korrosion der Barrieren untersucht. Erste Ergebnisse der Korrosionsuntersuchungen zeigen, dass die
bisherige Annahme einer Auflösezeit von 150 Jahren deutlich zu konservativ ist und noch viele
Reserven beinhaltet.
Letzte Barriere ist der Brennstoff selbst. Für Uranoxidbrennstoff aus Leistungsreaktoren wird heute
eine Auflösezeit von 10.000 bis 1 Million Jahren angesetzt. Unsere bisherigen Untersuchungen zeigen
alle, dass die im HTR verwendeten Thorium-Uran-Mischoxide resistenter als Uranoxide sind. Zur
Beschreibung des Lösungsverhaltens wurde ein Simulationsmodel basierend auf einer Monte-Carlo
Rechnung entwickelt, das eine Simulation des Auflösevorgangs über beliebige Zeiträume ermöglicht.
Durch laufende Auslaugversuche mit bestrahltem und unbestrahltem Brennstoff muss dieses Modell
noch validiert werden. Darüber hinaus werden aus diesen Versuchen Informationen über das
Freisetzungsverhalten von schnell löslichen Radionukliden in den ersten Jahren gewonnen. Dies ist
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