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 ISR

Verantwortlich: Prof. K. Kugeler, ISR, k.kugeler@fz-juelich.de

Aufgaben und Ziele

Zum Thema Sicherheitsforschung für Kernreaktoren werden Aspekte einer Kerntechnik mit höchster Sicherheit ("katastrophenfrei") untersucht. An Nachweisen zur thermischen , nuklearen, chemischen und mechanischen Stabilität von Konzepten von kerntechnischen Anlagen auch bei extremen Störereignissen wird gearbeitet. Die Sicherheitsforschung beinhaltet auch Auftragsarbeiten zur Sicherheit des PBMR (= Pebble Bed Modular Reactor) der Fa. ESKOM, Südafrika. Deren Projekt hat das Ziel der Realisierung einer katastrophenfreien Kernenergietechnik im oben bezeichneten Sinne.

Die Sicherheitsforschung für die Endlagerung umfasst die Konditionierung und Lagerung radioaktiver Abfälle ebenso wie das Verhalten von bestrahlten Brennelementen aus Hochtemperatur- und aus Forschungsreaktoren im Endlager. Das Potential neuer Immobilisierungsmaterialien, insbesondere von Keramiken für die Endlagerung wird geprüft. Weitest gehende Minimierung und Umwandlung von Plutonium und minoren Aktiniden sind weitere Aufgaben. Außerdem werden anwendungsbezogene, aus dem Umgang mit radioaktiven Stoffen im Forschungszentrum Jülich abgeleitete Strahlenschutzprobleme zur Verbesserung der Dosimetrie, der Messanalytik und der radiologischen Bewertung bearbeitet.

Wesentliche Bemühungen gelten in beiden Programmteilen auch dem Kompetenzerhalt in der Kerntechnik.

Wichtige Ergebnisse im Jahr 2003

Sicherheitsforschung für Kernreaktoren

• Bei den Arbeiten zur Beherrschung störfallbedingt entstehenden Wasserstoffs in Containments von LWR wurde unter Koordination des ISR der Abschlussbericht zum THINCAT Projekt erstellt und auf der FISA-Konferenz in Luxemburg vorgestellt. In Untersuchungen zu Wärmestrahlungseffekten in Rekombinatoren wurden erhebliche Potenziale für eine Temperaturreduzierung deutlich. Verbesserte Katalysatorbeschichtungen zur Reduktion von Gemischzündungen wurden erprobt und für den Einsatz in einem neuartigen, modular aufgebauten Rekombinator vorbereitet.
• Die Datenbasis für SiC-gekapselte LWR-Brennelemente wurde überarbeitet. Die Modellierung des Wärmeübergang im Spalt zwischen Brennstoff und Kapsel wurde verbessert. Erste Transientenberechnungen zeigen, dass die maximale BE-Zentraltemperatur mit SiC-Kapselung reduziert werden kann.
• Zellrechnungen für LWR-Brennelemente mit dispersem Brennstoff bestätigen die prinzipielle Machbarkeit einer solchen Auslegung. FEM-Rechnungen zur Bestimmung der Wärmeleitfähigkeit von Dispersionsbrennstoff ergaben für einfache Geometrien eine gute Übereinstimmung mit analytischen Modellen.
• Im Rahmen verschiedener, von der EU teilfinanzierter Projekte wurden als wesentliche Ergebnisse erzielt:
  • Die Dynamik des subkritischen MUSE-4 Experimentes wurde mit dem Monte-Carlo-Programm MCNP-4C3 erfolgreich beschrieben.
  • Die keramische Kapselung von abgebrannten Brennelementen gelingt durch Fügungen von SiC-Teilen nach zwei neuen Verfahren. Das Reibschweißverfahren eignet sich besser für kleinere (BE-) Geometrien, das Laserverfahren für größere Geometrien, wie SiC-Behälter mit Deckel. Die Korrosionsbeständigkeit ist noch weiter zu untersuchen.
  • Die Untersuchungen von SiC-beschichteten Graphitkugeln wurden mit der Auswertung der Nachbestrahlungsergebnisse beendet und abschließend dokumentiert. Die Beschichtung der Graphitsorte IG-110 zeigte ein ausgezeichnetes Bestrahlungs- und Korrosionsverhalten.
  • Die geringen Unterschiede der mit VSOP ermittelten Stabwirksamkeiten beim chinesischen HTR-10 zu den gemessenen Werten sind nicht auf n-Strömungseffekte in den leeren Stablöchern zurückzuführen.
  • Die HTR Brennstoff Datenbank wurde als vorläufige Internet Datenbasis Anwendung für experimentelle HTR Brennstoff-Daten eingerichtet.
• Zur Sicherung der Kompetenzerhaltung für effektive Drittmitteleinwerbung durch Verträge und Lizenzabkommen mit internationalen Partnern auf dem Gebiet der Sicherheitsforschung für kerntechnische Einrichtungen wurden die theoretischen Modelle und Computerprogramme VSOP-99 und TINTE an neuere internationale Standards angepasst und umfassenden Validierungstests unterzogen. Für VSOP-99 konnte eine weitere Lizenz vergeben werden.

Sicherheitsforschung für die Endlagerung

• Im Rahmen eines vom BMBF geförderten Projekts wurde ein Modul zur numerischen Simulation der Nachweisempfindlichkeit eines kollimierten HPGe Detektors zur Verwendung in numerischen Varianzanalysen von Gamma-Scan- und Tomographiedaten entwickelt.
• In Kooperation mit dem ITU/Karlsruhe wurde ein Prozess zur Aktiniden(III)- Abtrennung aus dem hochaktiven Wiederaufarbeitungsabfall vor dessen Verglasung entwickelt und erfolgreich getestet.
• Ein Verfahren zur Trennung der dreiwertigen Aktiniden (Americium und Curium) von den dreiwertigen Lanthaniden, sowie die anschließende Trennung von Am und C wurde entwickelt und zum Patent angemeldet.
• Dreiwertige Aktiniden, die mit Ce und Nd simuliert wurden, wurden homogen in Zr- und Th- basierte Keramiken immobilisiert. Die Parameter der Fabrikation wurden optimiert und wichtige Eigenschaften (Dichte, Röntgenstruktur etc.) der hergestellten Keramiken wurden untersucht.
• Der Übergang U/Pu-MOX Brennstoff zu Th/Pu-MOX-Brennstoff im DWR-Vollcore kann ohne negative Einflüsse auf die Reaktorsicherheitseigenschaften erfolgen. Mit Th/Pu-MOX wird im Nominalfall eine Reduktion des Transurangehaltes (TRU) im abgebrannten Brennstoff um 41% im Gegensatz zu 24% bei Einsatz von U/Pu-MOX erreicht. Ein optimiertes Th/Pu-MOX-Brennelement reduziert den TRU-Gehalt sogar um 49%.
• Durch einen zweischichtigen Pelletaufbau (innen Th/Am-MOX, außen Th/U-MOX) einzelner Stäbe im DWR-BE kann bis zu 84% des eingesetzten Am umgewandelt werden, davon bilden ca. 39% Cm, so dass die Abnahme der minoren Actiniden netto ca. 45% beträgt.
• Synthesen von Mg/Al-Cl- Hydrotalkiten, die als kristalline Phasenbestandteile der Korrosionsprodukte von metallischen Uran/Aluminium- Forschungsreaktorbrennelementen im Salinar identifiziert wurden, konnten erfolgreich durchgeführt und ein vollständiger analytischer Datensatz ermittelt werden.
• Die langsame Oxidation von bestrahltem Graphit aus der thermischen Säule des Forschungsreaktors FRJ1 führt zu einem mit C-14 angereicherten CO/CO2- Abgas.
• Experimente mit U/Th- Mischoxidbrennstoff zeigten eine im Vergleich zu reinem UO2 verbesserte Auslaugbeständigkeit im Endlager.
• Untersuchungen zur Langzeitentwicklung der Bevölkerungsdosis in den hochkontaminierten Gebieten von Belarus zeigten, dass bei der Bestimmung der externen Dosisbelastung der biologische Anteil und der Rücktransfer der Aktivität in die Pflanzen nicht vernachlässigt werden darf. Die beobachteten Phänomene werden in einem Modell beschrieben, das eine analytische Berechnung des Kontaminationsverlaufs im Boden unter Berücksichtigung von Migrations- und Transfereffekten gestattet.
• Quantenmechanische Untersuchungen zur Strahlenwirkung DNA-inkorporierter Auger-Emitter bestätigen neuere experimentelle Daten, die einer strahlungslosen Komponente des Schadensmechanismus eine wesentliche Rolle bei der Strangbruch-Induktion zuweisen. So liefern semi-empirische Rechnungen auf dem PM3-Niveau zur Stabilität von I-125UdR deutliche Hinweis auf eine Coulomb-Explosion bei einer durch den I-125-Zerfall induzierten Molekularladung von größer/gleich +5e.