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 "Ausgewaehlte sicherheitstechnische F+E-Aufgaben zum EFR" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Siemens AG durchgeführt. Sicherheitsprogramm EFR. Das sicherheitsbezogene F+E-Programm EFR der Fa. Interatom ist ein Teil des mit KFK, CEA-Frankreich und AEA-Grossbritannien abgestimmten F+E-Programmes fuer den gemeinsamen europaeischen schnellen Reaktor EFR. Das Programm beinhaltet die Einzelaufgaben des Sachgebietes 4 - Sicherheit - des Arbeitsausschusses F+E-Programme und darueber hinaus Einzelaufgaben zu den Themen Nachwaermeabfuhr, Dampferzeugerstoerfall, Natriumleckagen und Einfluss der Kerngeometrie auf die Sicherheit der Anlage. Das Programm baut auf dem bisherigen projektbegleitenden F+E-Vorhaben SNR-WE/EFR auf, das fuer den EFR und fuer die SNR-Reaktorlinie durchgefuehrt wird.
Das Projekt "Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt durchgeführt. 1) Forschungsreaktor (FR 2): Schwerwasserreaktor; erster Forschungsreaktor, der nach eigenem Konzept in Deutschland gebaut wurde; Betrieb: 1961-81; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: sicherer Einschluss nach weitgehendem Abbau von Teilgebaeuden; Aktueller Stand (Maerz 1997: Sicherer Einschluss vollzogen, Reaktorgebaeude frei zugaenglich; Endtermin: Nov. 1996. 2) Heissdampfreaktor in Karlstein (HDR): Siedewasserreaktor mit interner Dampfueberhitzung; von 1976-92 fuer Reaktorsicherheitsexperimente genutzt; Betrieb: 1969-71; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Rueckbau und Freimessung der Anlage; Endtermin: 1998. 3) Kernkraftwerk Nideraichbach (KKN): Druckroehrenreaktor; kohlendioxidgekuehlt, schwerwassermoderiert; Betrieb: 1972-74; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: sicherer Einschluss (1975-1981); vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): 'gruene Wiese' wieder hergestellt; Endtermin: Aug. 1995. 4) Kompakte Natriumgekuehlte Kernreaktoranlage (KNK): Versuchsanlage fuer Planung und Betrieb von natriumgekuehlten Kernreaktoren (Schnelle Brutreaktoren); Betrieb: 1971-91; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Brennelemente enfernt; Turbinenkreislauf abgebaut; Endtermin: 2003. 5) Mehrzweck-Forschungsreaktor (MZFR): Druckwasserreaktor; schwerwassergekuehlt und -moderiert; von 1978-84 Waermeauskopplung zur Gebaeudeheizung; Betrieb: 1965-84; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Brennelemente entfernt, konventionelle Anlagenteile abgebaut; Endtermin: 2004. 6) Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe (WAK): Pilotanlage fuer die Wiederaufarbeitung von abgebrannten Brennelementen; Betrieb: 1971-90; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: a) HAWC-Entsorgung, b) vollstaendige Beseitigung der Anlage; Aktueller Stand (Maerz 1997): Vorbereitungen fuer HAWC-Entsorgung vor Ort und Rueckbau von Teilanlagen; Endtermin: a) 2005, b) 2009.
Das Projekt "Vergleich der gemeinsamen Langzeitzwischenlagerung von nicht abgebrannten SNR-300-Brennelementen mit abgebrannten AVR-bzw. UO2-Brennelementen in CASTOR-Behaeltern" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Im Zusammenhang mit der Restabwicklung des Projektes 'Schneller Natrium-gekuehlter Brueter (SNR 300) muessen die bereits gefertigten unbestrahlten Brennelemente einer sicheren Entsorgung zugefuehrt werden. Eine Moeglichkeit hierfuer ist eine langfristige Zwischenlagerung in CASTOR-Behaeltern. Das Vorhaben hat die Bewertung des Konzepts der langfristigen Zwischenlagerung der unabgebrannten plutoniumhaltigen SNR-Brennelementen in CASTOR-Behaeltern zum Ziel. Bewertet werden sicherheitstechnische und ueberwachungstechnische Aspekte. Die sicherheitstechnische Analyse erfolgt im Vergleich zur CASTOR-Lagerung von abgebrannten DWR- sowie THTR-Brennelementen. Fuer die SNR-Brennelementlagerung im Castor wird darueber hinaus eine Stoerfallbetrachtung.
Das Projekt "Geordnete Restabwicklung des Projektes SNR 300" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Restabwicklung SNR 300 GmbH durchgeführt. Das Vorhaben dient der Finanzierung einer geordneten Restabwicklung des Projektes SNR 300. Da die erforderlichen Genehmigungen zum Betrieb des SNR nicht erteiltt und weitere Finanzierungsmittel nicht bereitgestellt wurden, wurde das Projekt im Einvernehmen mit allen Verantwortlichen eingestellt (20.3.91). Die SBK wurde aufgefordert, die Projekteinstellung mit moeglicht geringen Kosten zu verwirklichen. Daraufhin hat die SBK alle notwendigen Massnahmen fuer die Restabwicklung des SNR 300 eingeleitet (11.4.91).
Das Projekt "Stabilitaet und Modifizierung von Passivschichten neuer Purexwerkstoffe (Sicherheitsforschung zum Korrosionsverhalten)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Düsseldorf, Institut für Physikalische Chemie und Elektrochemie II durchgeführt. Im Rahmen des Vorhabens sollen unter dem Gesichtspunkt der Wiederaufarbeitung von Schnellbrueterbrennstoffen elektrochemische und festkoerperphysikalische Werkstoffprobleme der Sondermetalle Ti, Zr, Ta, Hf und Nb, sowie ihrer Legierungen untersucht werden. Neue Werkstoffe fuer bestimmte Anlagenteile sind zB die Legierung Ti-5Ta oder das Metall Nb. Hier sind die Passivschichtbildung, die elektronischen Eigenschaften der Schicht und der Einfluss einer Modifizierung, zB durch Ionenimplantation oder Edelmetallabscheidung, zu untersuchen. Das als Material fuer den Aufloeser diskutierte Zr weist an Kontaktstellen zu anderen Metallen erhebliche Korrosionsprobleme auf. Hier soll mit Hilfe der Ionenimplantation eine Veraenderung im Korrosionsverhalten untersucht werden. Darueber hinaus ist der Einfluss ionisierender Strahlung auf die Eigenschaften und das Korrosionsverhalten von Passivschichten durch die Simulation mit Hilfe der Ionenimplantation zu verfolgen.
Das Projekt "Aufloeseverhalten und Trennmoeglichkeiten von Palladium, Rhodium und Ruthenium aus dem Aufloeserrueckstand einer Wiederaufarbeitungsanlage fuer Kernbrennstoffe Schneller Brueter" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität des Saarlandes, Fachrichtung 9.14 Anorganische und Analytische Chemie und Radiochemie durchgeführt. Palladium, Rhodium und Ruthenium entstehen beim Betrieb der Kernreaktoren immer als Teil des Spaltprodukte, doch sind ihre Gehalte in den verbrauchten Brennelementen schneller Brueter besonders gross wegen des hoeheren Abbrandes und der groesseren Spaltausbeute bei schnellen Neutronen. Da in diesem Reaktortyp die Brennstoffe ausserdem sehr hohe Betriebstemperaturen erreichen, liegen die entstandenen Platinelemente als feine Metallpartikel vor und bilden so bei der Wiederaufarbeitung der verbrauchten Brennelemente den Hauptteil des sogenannten Feed-Klaerschlammes oder Aufloeserrueckstandes. Dieses Vorhaben soll das Aufloeseverhalten von Palladium, Rhodium und Ruthenium aus diesem Rueckstand untersuchen und Wege zur Auftrennung dieser Stoffe zeigen. Hierzu sind geeignete Aufschlussverfahren und technisch einsetzbare Extraktionsmittelsysteme zu erproben. Sofern die Extraktion ein Gemisch aller drei Platinelemente ergibt,.......
Das Projekt "Untersuchung zur Bestimmung des technologisch guenstigsten Verglasungszeitpunktes von hochaktivem fluessigem Abfall aus der Schnellbrueterbrennstoff-Wiederaufarbeitung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Dornier System GmbH durchgeführt. Das Ziel des Vorhabens ist es, mit Hilfe einer Systemstudie durch Beruecksichtigung von technischen, sicherheitstechnischen und wirtschaftlichen Aspekten den guenstigsten Zeitpunkt fuer die Verglasung von Schnellbrueter-HAW zu bestimmen.
Das Projekt "Mehrfrequenz-Wirbelstrompruefung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kraftwerk Union, Mülheim durchgeführt. Konzipierung, Erstellung und Erprobung einer Wirbelstrom-Pruefanlage (Prototyp) nach dem Mehrfrequenzverfahren unter Beruecksichtigung vorliegender Prueferfahrungen. Diese Pruefanlage soll den Erfordernissen der wiederkehrenden automatischen Pruefung der druckbeaufschlagten Wandung von Reaktorkomponenten (plattiert, unplattiert) gerecht werden. Dazu ist sowohl eine ON-LINE-Dokumentation als auch der Einsatz im Kontrollbereich vor Ort erforderlich. Ein moeglichst breites Anwendungsgebiet der Pruefanlage wird angestrebt; sie soll universell sowohl an Leichtwasserreaktoren der Siedewasser- und Druckwasserbaulinie als auch am natriumgekuehlten Brutreaktor einsetzbar sein.
Das Projekt "Studie zum aktuellen Forschungsstand neuer Reaktorkonzepte" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Öko-Institut. Institut für angewandte Ökologie e.V. durchgeführt. Seit mehreren Jahrzehnten werden international 'neue Reaktorkonzepte' erforscht. Erklärtes Ziel solcher Entwicklungen ist es, in den Bereichen Sicherheit, Nachhaltigkeit, Ökonomie und Nukleare Nichtverbreitung gegenüber heutigen Kernkraftwerken deutliche Vorteile aufzuweisen. Dabei stellt neben der Weiterentwicklung von Reaktorkonzepten auch die gesamte Thematik der Brennstoffver- und -entsorgung einen integralen Bestandteil der Diskussion um neue Reaktorkonzepte dar. Im Rahmen dieser Studie werden der gegenwärtige Entwicklungsstand verschiedener ausgewählter Reaktorkonzepte dargestellt, ausgewählte historische Erfahrungen mit der Entwicklung solcher Reaktorsysteme zusammengefasst und eine grundsätzliche Bewertung der Erreichbarkeit der postulierten Vorteile der jeweiligen Systeme mit Blick auf verschiedene Bewertungskriterien (Sicherheit, Ressourcen und Brennstoffversorgung, Abfallproblematik, Ökonomie und Proliferation) vorgenommen. Bei den betrachteten System handelt es sich um Schnelle Brutreaktoren (FBR), Hochtemperatur-Reaktoren (HTR), Salzschmelze-Reaktoren (MSR) und kleine, modulare Reaktoren (SMR). Keines dieser Reaktorkonzepte konnte - trotz teilweise bereits jahrzehntelanger Forschung und Entwicklung - bisher erfolgreich am Markt etabliert werden. Übergeordnet kann festgestellt werden, dass zwar einzelne Reaktorkonzepte in einzelnen Bereichen tatsächlich potenzielle Vorteile gegenüber der heutigen Generation von Kernkraftwerken erwarten lassen. Kein Konzept ist jedoch in der Lage, gleichzeitig in allen Bereichen Fortschritte zu erzielen. Vielfach stehen die einzelnen Kriterien untereinander im Wettbewerb, so dass Fortschritte in einem Bereich zu Nachteilen bei anderen Bereichen führen. So führen beispielsweise häufig Maßnahmen zur Erhöhung der Sicherheit zu Nachteilen im Bereich der Ökonomie, Vorteile bei der Ressourcenausnutzung stehen vielfach im Widerspruch zu einer Verbesserung im Bereich der Proliferation. Es ist jedoch nicht zu erwarten, dass ein Reaktorkonzept, welches nur in einzelnen Bereichen Fortschritte bietet, zu einer deutlich verbesserten gesellschaftlichen Akzeptanz der Kernenergienutzung beitragen könnte.
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| Bund | 16 |
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| Förderprogramm | 11 |
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