Kategorie: Schriften, die im LAWA-Schriftenverzeichnis nicht mehr geführt werden</br>Stand: 1979</br>
Im Rahmen des BMUB-Vorhabens 3610R01370 "Ergänzung und Aktualisierung von Zuverlässigkeitskenngrößen für Brandschutzeinrichtungen in deutschen Leichtwasserreaktoren" wurden anlagenspezifische und generische Ausfallraten für die technische Zuverlässigkeit von aktiven Brandschutzeinrichtungen in deutschen Kernkraftwerken ermittelt. Die Ergebnisse stellen dabei eine Ergänzung und Erweiterung der in früheren Vorhaben ermittelten Ausfallraten dar, sodass mittlerweile Ausfallraten für insgesamt sechs deutsche Referenzanlagen mit sieben Kraftwerksblöcken vorliegen. // Within the BMUB project 3610R01370 "Extension and update of reliability data for fire protection equipment in German light water reactors" plant-specific as well as generic failure rates for the technical reliability of active fire protection features in German nuclear power plants have been calculated. Based on results of previous projects, in this project observation times of components were updated and extended and additional components and functions were assessed. Now, the data evaluated results from a total of six German reference plants with seven reactor units.
Das Projekt "Measurements of fission products in the experiments mol 7C/6 and mol 7C/7" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt durchgeführt. Objective: During core melt-down accidents, significant fractions of the fission product inventory can be released from the molten fuel to the sodium, and subsequent to vessel failure; a further release of fission products from the evaporating sodium-pool to the atmosphere will occur. The physical processes which occur in the mol 7c experiments, melting of the fuel in presence of sodium, being comparable with a real accident, interesting and important information can be obtained with respect to the source term problem of core melt-down accidents. Measurement of the activity concentration of the different fission products in the sodium and relating it to the mass of disrupted and molten fuel could provide nuclide-specific transfer factors. The unique features offered by the mol 7c experiments (release of radio nuclides from genuine molten LMFBR fuel through sodium vapour and liquid) can be fully utilized with the addition of a fission products measuring device, without interfering with the main objective of the experiment. General information: the upper part of the sodium circuit of the mol 7c in-pile section extends above the reactor top cover. So, fission product activity measurements can be made in front of the expansion tank which forms the upper part of the mol 7c loop. Activity measurements are made with a ge-li detector incorporated in an under water measuring device. This device has been conceived and used for the scanning of LWR fuel elements in the reactor pool. Between the detector and the mol 7c loop a collimator tube is installed. In front of the detector the lead shield around the upper part of the mol 7c loop is provided with a window. A preliminary evaluation of the detection limits of the fission products under theses circumstances gives the following results: - isotopes considered in the evaluation: 18 - isotopes easy to be measured: 8 sr91, i131, i133, ru103, ru105, te132, i134, i135 - isotopes detectable: 6 zr95, y92, y 93, zr97, ba140, nd149 - isotopes not detectable or with interference: 4 y91, te127m, ce144, nd147. The fabrication of the measuring device is in progress and it is scheduled to be available when the mol 7c/6 experiment is being carried out.
Das Projekt "Automated measuring system for waste from dismantling of the KKN plant, to be released" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von NIS Ingenieurgesellschaft mbH durchgeführt. Objective: an important task in the decommissioning of nuclear installations is the proof of the very low radioactivity levels, allowing for free release of the generated waste. This proof involves long measuring times on a great number of representative samples out of important masses of metal structures and concrete, and considerable radiation exposure of the measuring staff. The main objective of the present research is the development, construction and large-scale testing of a prototype for an automatic measuring system, appropriate to treat important masses of waste, with low-level activities and different nuclide compositions and shapes. It is expected to minimise human errors by automatic operation. The measuring system will be designed as a mobile unit, with a modular structure allowing for a general purpose application to lwr typical waste arising, at different decommissioning sites. The practical testing will be done a total mass of 1000 mg in the framework of the kkn decommissioning. The study will be completed by a conclusive assessment of the merits of the developed measuring system for large-scale operation. General information: b.1.conceptual studies for the definition of the requirements for a measuring system, including assessment of existing low-level activity measuring techniques, definition of the types of waste to be treated, and health physics protection considerations. B.2. Preparation of a design of the complete measuring system, including detectors, control and transport system, general purpose software for measuring data processing, followed by a call for tenders and the choice of manufactures. B.3. Preparation of a licensing dossier for experimental operation of the measuring system programme. In the framework of the decommissioning of kkn. B.4. Execution of a large-scale test programme. B.5.conclusive assessment of the appropriateness of the developed measuring system, considering technical and economic aspects. Achievements: the dismantling of nuclear facilities requires proof that the radioactivity levels of materials to be released from restricted areas remain below low limiting values. Up till now, decisive measurements have been almost impossible on parts and material with complex geometries. In order to keep measurement costs low, a device has been developed which uses a fast automatic procedure to examine large amounts of dismantled and potentially contaminating components. The device measures the gross gamma-radiation which has a higher penetrating capacity into the material than beta radiation. The measuring tunnel is 1.2 m broad and 1.2 m high. Parts to be measured can be up to 4 m long and weigh 1 tonne. Analysis of measurements has shown that the specified minimal detectable activity level of 1000 bq cobalt-60 can be achieved, even with steel shielding of 2 cm thickness.
Das Projekt "Verifikation des ATHLET Rechenprogrammes - Versuche LOFT L2-C5 und CCFT - C212/71" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Battelle Ingenieurtechnik Eschborn durchgeführt. Die Arbeiten stehen im Gesamtzusammenhang mit der Notwendigkeit, dass bei der GRS als umfassendes Analysewerkzeug fuer Stoerfaelle im Kuehlsystem von Druckwasser- und Siedewasserreaktoren entwickelte 'Best Estimate' - Rechenprogramm ATHLET zu verifizieren. Die Arbeiten beziehen sich insbesondere auf die Verifikation der neuen Version ATHLET Mod. 1.2 Cycle A, welche ein sog. 6-Gleichungsmodell enthaelt. Hierzu werden die Versuche LOFT L2-C5 bzw. CCTF C2-12/71 nachgerechnet und durch Vergleich von gemessenen/berechneten Daten die Eignung von ATHLET hinsichtlich der Anwendung auf o.a. Stoerfalltyp untersucht; gegebenenfalls werden konkrete Vorschlaege fuer Modellverbesserungen gemacht sowie Anwendererfahrungen mitgeteilt.
Das Projekt "Teilprojekt D" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Jülich GmbH, Institut für Energie- und Klimaforschung (IEK), IEK-6: Nukleare Entsorgung und Reaktorsicherheit durchgeführt. In der beantragten Projektphase VESPA-II wird die Retention von Iodid an lamellaren Doppelhydroxid-Verbindungen (LDHs) im Detail untersucht. Das langlebige Isotop 129I spielt in vielen Analysen zur Langzeitsicherheit von tiefen geologischen Endlagern für hochradioaktive Abfälle eine große Rolle. Die Bildung von LDHs unter endlagerrelevanten Bedingungen ist belegt. Noch nicht beantwortet ist jedoch der für den Langzeitsicherheitsnachweis relevante Aspekt, ob die Rückhaltung von Iodid durch diese Phasen effizient ist. Im Rahmen des vorgeschlagenen Projekts sollen unterschiedliche Rückhaltemechanismen von Iodid an LDH quantitativ bewertet werden und Daten für Modellrechnungen ermittelt werden. Zusätzlich werden Daten zum Stoffinventar von 129Iod in abgebrannten Brennelementen und damit der maximal aus dem Abfall freisetzbaren 129I-Stoffmenge ermittelt. Das beantragte Projekt gliedert sich in 6 Arbeitspakete (AP), die nachfolgend kurz zusammengefasst sind: - AP1, 129Iod-Inventar in bestrahltem Kernbrennstoff: Dieses AP beinhaltet eine Auswertung von Literaturdaten, die dann zur Abschätzung der 129I-Inventare auch generische Abbrandrechnungen für repräsentative Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren (DWR/SWR) und deren Bestrahlungshistorie verwendet werden. - AP2 - AP4 sind experimentelle Aps, in denen unterschiedliche Rückhaltemechanismen ( Anionenaustausch, Einbau durch Ko-präzipitation und Rückhaltung in kalzinierten LDH-Phasen) von Iodid an LDH untersucht werden sollen. Neben strukturellen Untersuchungen steht die Quantifizierung von thermodynamischen Eigenschaften der untersuchten Phasen im Vordergrund. - In AP5 werden die Daten aus den experimentellen APs so aufbereitet, dass sie für Modellrechnungen an die Projektpartner übergeben werden können und letztlich auch der breiten Öffentlichkeit zur Verfügung gestellt werden. - AP6 schließt das Projekt mit der Ergebnisdokumentation ab.
Das Projekt "Modelling and code development for the improved description of fp and aerosol release during lwr core heat -up and degradation" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Institut für Kerntechnik und Energiewandlung durchgeführt. Objective: The objective of the present research is to improve the modelling of fp/aerosol release during core heat-up and degradation, introducing models of the physical processes governing the fuel structure modifications and transformations and describing the interactions with phenomena of various natures which influence and determine these processes. General information: the present research activity is divided into the following tasks: 1. Assessment of the advanced module mitra and evaluation of the development and validation needs to make it applicable to fission product transport behaviour in the various phases of fuel degradation. 2. Comparison of the modelling capabilities of mitra and fiprem and respective code structure in view of setting-up an integrated module. 3. Integration of mitra/fiprem into a single module, coupling with kess and sensitivity studies. The two codes will be merged into a single module treating fp/aerosol release phenomena by a mechanistic description. The new module will be coupled with kess. A sensitivity study will be performed on relevant parameters which exert a strong influence of fp/aerosol release. 4. Elaboration of models of fp mass and energy sources in the core thermo hydraulics and of the interface/coupling requirements with thermo hydraulics and fp chemistry codes. 5. Applications to the phebus fp predictions.
Das Projekt "Abstellung eines Mitarbeiters zum Electric Power Research Institute (EPRI) in Palo Alto/USA" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Zielsetzung des Vorhabens ist es, durch die Mitarbeit in dem von dem Electric Power Research Institute (EPRI) durchgefuehrten Advanced Light Water Reactor Program (ALWR) die dort gewonnenen Erkenntnisse fuer F+E-Arbeiten im Rahmen der deutschen Reaktorsicherheitsforschung zu nutzen.
Das Projekt "Transienten-Untersuchungen in der PKL-Versuchsanlage - PKL III G" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von AREVA GmbH durchgeführt. Die abschließende Klärung einzelner noch offener Punkte zur Borverdünnung und zum Wärmetransport bei kleinen Lecks und bei Ausfall der Nachkühlung bei abgeschalteter Anlage bildet einen Schwerpunkt des hier beantragten Vorhabens PKL III G. Die Untersuchungen weiterer sicherheitsrelevanter Aspekte im Zusammenhang mit anderen Störfallszenarien, die derzeit auf nationaler und internationaler Ebene diskutiert werden, sind ebenfalls Bestandteil des geplanten Versuchsprogramms PKL III G. Das Versuchsprogramm mit insgesamt 8 Einzelversuchen beginnt ab 01.04.2007 und endet am 31.12.2009. PKL III G wird einen wichtigen Beitrag zur sicherheitstechnischen Bewertung von Druckwasserreaktoren leisten. Insbesondere hinsichtlich der Borthematik sowie zur Wärmeübertragung in den Dampferzeugern bei Anwesenheit von Wasser, Dampf und Stickstoff werden wesentliche neue Erkenntnisse erwartet, die zur abschließenden Klärung noch offener Fragen beitragen. Darüber hinaus wird durch die Versuchsergebnisse eine breite Datenbasis für die Validierung und Weiterentwicklung von thermohydraulischen Programmen (z.B. ATHLET) bereitgestellt.
Das Projekt "Development of segmenting tools and remote handling systeme sand application to the dismantling of VAK BWR reactor pressure vessel internals" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Versuchsatomkraftwerk Kahl durchgeführt. Objective: The experimental Boiling Water Reactor Kahl (VAK-BWR) of 16 MWe has been shut down after 25 years of operation. Dismantling has been going on for some time. The present estimation of the radioactive inventory of the reactor is in the order of 5E15 Bq. The aim of the present contract is the development, qualification and practical application of different underwater (UW) segmenting and remote handling techniques on a series of internal components out of the reactor pressure vessel (RPV). Important targets are: minimization of operators' dose uptake and of primary and secondary waste generation and economics of the procedure. Specific radioactivity of such components is in the order of magnitude of 1E5 to 1E8 Bq/g (activation) and of 1E4 to 1E5 Bq/square cm (contamination). Due to its long-term operation, VAK dismantling can be considered to a large extent (dose rates, activation, contamination, material ageing) as representative for the future decommissioning of LWRs. In particular, the generation of specific data on costs, working hours and job doses as well as on the amount of created secondary waste is considered as an important objective of this project. Work will be implemented in close cooperation with the pilot dismantling projects BR-3/Mol and KRB-A. The results of the comparative assessment study made by KRB will be considered in the implementation of the contract. General Information: WORK PROGRAMME: 1. Conceptual studies and construction of a 1:1 scale facility for UW testing of cutting tool and devices for remote operation; 2. Preliminary tests on nonradioactive components, including devices for segmentation, remote operation techniques, definition of generated secondary waste and studies of dismantling scenarios; 3. Qualification of dismantling procedures for an application to radioactive components; 4.Dismantling of a series of RPV internals (upper grid plate, chimney above the core, control systems); 5. Generation of specific data on costs, radioactive job doses, working time and secondary waste arisings, derived from the execution of items 2, 3 and 4. Achievements: The aim of the present contract is the development, qualification and practical application of different underwater (UW) segmenting and remote handling techniques on a series of internal components out of the reactor pressure vessel (RPV). After evaluation of 7 decommissioning studies the principal choice of the cutting and handling technology was made. This resulted in a dismantling concept based on cutting technologies that produced a minimum of aerosols. As a result, plasma melt cutting (PMC) for dismantling of core internals was exchanged for mechanical cutting techniques like milling, grinding and electro discharge machining (EDM). Sawing and milling tests with a welding cladded RPV sample, both under water and in air were successfully performed.