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s/kernraktor/Kernreaktor/gi

Untersuchung von Sicherheitseigenschaften neuartiger Kernreaktoren mit dem Ziel einer katastrophenfreien Kerntechnik

Ziel: Realisierung einer katastrophenfreien Kerntechnik. Fragestellungen: Lassen sich selbsttaetig wirkende stabilisierende Eigenschaften entdecken, entwickeln und anwenden, die bei Abweichungen von Normalbetriebsbedingungen eine Verminderung der Gefaehrdung bewirken ? Lassen sich selbsttaetig-wirkende, stabilisierende Eigenschaften identifizieren, ausschliessen bzw verbieten. Lassen sich um Zusammenwirken mehrerer solcher Eigenschaften Stabilitaetsgebiete etablieren. Haben solche stabilisierenden Eigenschaften eine abmildernde Wirkung fuer Einfluesse von aussen. Zwischenergebnisse wurden bisher mit dem Nachweis-Experiment SANA (SANA= Selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme) erbracht: Die Bedingungen fuer die selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme aus einem Kernreaktor wurden experimentell erarbeitet und zugehoerige Computer-Codes damit validiert.

Verhalten von radioaktivem Caesium (freigesetzt durch den Reaktorunfall von Tschernobyl) in typischen Boeden Norddeutschlands

Durch den Reaktorunfall in Tschernobyl wurde unter anderem das langlebige radioaktive Isotop Cs-137 freigesetzt und ueber weite Regionen Europas - einschliesslich der norddeutschen Tiefebene - verteilt. Die Verlagerung des Caesiums wird in charakteristischen Boeden Norddeutschlands - Marsch, Moor, Podsol, Pseudogley - verfolgt und die Verfuegbarkeit dieses Nuklides fuer die Pflanze festgestellt. Die Untersuchungen sollen dazu beitragen, die Kenntnisse ueber das Verhalten des Cs in geringen Konzentrationen zu verbessern. Sie sollen ausserdem klaeren helfen, inwieweit Standorteigenschaften - insbesondere hohe Humusgehalte und Kalkgehalt - zur verstaerkten Mobilitaet beitragen. Ergebnisse unmittelbar praktischer Bedeutung koennten in Bezug auf Verbesserung der Vorhersagbarkeit des Cs-Verhaltens in Boeden, auf die Pflanzenverfuegbarkeit des Cs und auf das problem der stark variierenden Angaben zu Transferfaktoren erzielt werden.

Polonium-210

Polonium-210 Polonium-210 ist das in der Natur am häufigsten vorkommende Polonium-Isotop. Es wird in der radioaktiven Zerfallskette von Uran -238 als letztes radioaktives Kettenglied gebildet. Insgesamt ist das natürliche Vorkommen an Polonium äußerst gering. Polonium-210 hat eine physikalische Halbwertszeit von 138 Tagen. Es emittiert beim radioaktiven Zerfall Alphateilchen, wobei Blei-206 entsteht. Eine Gesundheitsgefährdung durch radioaktives Polonium kann nur eintreten, wenn das Radionuklid mit der Nahrung oder mit dem Trinkwasser durch Einatmen ( Inhalation ) oder über die Haut, beispielsweise über offene Wunden in den Körper aufgenommen wird. Die Mengen an natürlich aufgenommenem Polonium sind so gering, dass sie praktisch keine gesundheitlichen Auswirkungen zur Folge haben. Gesundheitlich bedenkliche Konsequenzen können daher praktisch nur bei unbeabsichtigter oder beabsichtigter (vorsätzlicher) Zufuhr von technisch erzeugtem Polonium auftreten. Polonium ist das chemische Element mit der Ordnungszahl 84. Es ist ein silbriges, radioaktives Metall, das sich in chemischen Reaktionen ähnlich verhält wie Tellur und Bismut. Stabile Polonium- Isotope gibt es nicht. In der Natur ist Polonium-210 das am häufigsten vorkommende Polonium-Isotop. Es wird in der radioaktiven Zerfallskette von Uran -238 als letztes radioaktives Kettenglied gebildet. Insgesamt ist das natürliche Vorkommen an Polonium äußerst gering. Im Mittel befinden sich in einer Tonne Erde ca. 0,0002 Mikrogramm ( µg ) Polonium (entspricht 2 x 10 -10 ppm ). Technisch wurde Polonium-210 ursprünglich über eine chemische Abtrennung aus Pechblende bzw. den Zerfallsprodukten des Radiums hergestellt. Dies ist jedoch sehr aufwendig. Heute lässt sich Polonium-210 einfacher künstlich herstellen, indem man Bismut im Kernreaktor mit Neutronen bestrahlt. Verwendung Verwendet wird Polonium-210 in Kombination mit Beryllium als Neutronenquelle, in Antistatikelektroden/-pinseln zur Elimination statischer Aufladungen, in hochempfindlichen optischen und mechanischen Messgeräten zur Elimination statischer Aufladungen und als leichtgewichtige, thermoelektrische Batterie in der Raumfahrt. Physikalische Eigenschaften Polonium-210 hat eine physikalische Halbwertszeit von 138 Tagen. Es emittiert beim radioaktiven Zerfall Alphateilchen, wobei Blei-206 entsteht. Die emittierten Alphateilchen haben zwar eine hohe Energie, jedoch nur eine geringe Reichweite. In Luft beträgt die Reichweite des Alphateilchens weniger als 4 Zentimeter, in menschlichem Gewebe ( z.B. auch in der Haut) weniger als 0,1 Millimeter. Aufnahme in den menschlichen Körper Eine Gesundheitsgefährdung durch radioaktives Polonium kann daher nur eintreten, wenn das Radionuklid in den Körper aufgenommen wird (Inkorporation). Dies kann geschehen durch Aufnahme mit der Nahrung oder mit dem Trinkwasser ( Ingestion ) durch Einatmen ( Inhalation ) oder über die Haut, beispielsweise über offene Wunden. Aufgrund des natürlichen Vorkommens nimmt der Mensch über die genannten Wege pro Jahr durchschnittlich 58 Bq Polonium-210 auf. Für Raucher erhöht sich die Menge des über die Lunge aufgenommenen Polonium-210 aufgrund des natürlichen Gehaltes im Tabak. Zwischenprodukte der Uran -Radium-Zerfallsreihe können sich auf Tabakblättern ablagern oder über die Wurzeln in die Tabakpflanze aufgenommen werden. Durch deren radioaktiven Zerfall entsteht Polonium-210. Eine Zigarette enthält demnach etwa 9 bis 15 mBq Polonium-210. Gesundheitliche Wirkungen Da Polonium-210 eine sehr energiereiche Alpha-Strahlung aussendet, besitzt es eine hohe Radiotoxizität ; seine chemische Toxizität ist um Größenordnungen geringer und spielt daher bei der gesundheitlichen Bewertung keine Rolle. Nach Aufnahme des Poloniums durch Nahrung oder Trinkwasser wird ein großer Teil (50-90 % ) auf direktem Weg über den Verdauungstrakt ausgeschieden. Der restliche Teil, der im Magen-Darm-Trakt ins Blut aufgenommen wird, verteilt sich - ebenso wie auch das über die Lunge aufgenommene Polonium - im gesamten Körper. Dabei beträgt die biologische Halbwertzeit von Polonium-210 im Körper 50 Tage. Das heißt: Nach 50 Tagen befindet sich noch 50 Prozent der aufgenommenen Poloniummenge im Körper. Der Rest wird sukzessive über Urin und Fäzes ausgeschieden. Letztendlich ist die gesundheitliche Wirkung des Polonium-210 von der aufgenommenen Menge abhängig. So sind die oben genannten Mengen an natürlich aufgenommenem Polonium so gering, dass sie praktisch keine gesundheitlichen Auswirkungen zur Folge haben. Eine Abschätzung ergibt, dass ca. 833 Bq Polonium-210 pro Jahr über die Nahrung (also durch Ingestion ) bzw. 303 Bq Polonium-210 pro Jahr über die Lunge (also über Inhalation ) aufgenommen werden müssten, um im Bereich der effektiven Folgedosis von 1 Millisievert ( mSv ) pro Jahr zu liegen. Gesundheitlich bedenkliche Konsequenzen können daher praktisch nur bei unbeabsichtigter oder beabsichtigter (vorsätzlicher) Zufuhr von technisch erzeugtem Polonium auftreten. In diesem Zusammenhang ist der mysteriöse Tod des früheren Geheimdienstoffiziers Alexander Litwinenko am 23. November 2006 zu nennen, in dessen Körper sehr hohe Aktivitäten an Polonium-210 nachgewiesen wurden. Aus Abschätzungen ist bekannt, dass die Aufnahme von etwa 20 MBq (20 Millionen Bq ) Polonium-210 innerhalb von wenigen Tagen zum Tod führen kann. Aufgrund der sehr hohen spezifischen Aktivität von Polonium-210 (1,67×10 14 Bq/g ) entspricht diese Aktivität in Gramm ausgedrückt einer sehr geringen Menge ( ca. 0,1 µg ) Polonium-210. Nachweismöglichkeiten Weil durch Polonium-210 nur Alphastrahlung ausgesendet wird, kann es nicht mit einem Ganzkörperzähler nachgewiesen werden. Für den Nachweis einer Inkorporation ist es daher notwendig, Stuhl- oder Urinproben zu untersuchen. In Urinproben ist der Nachweis einfacher als in Stuhlproben. Die Nachweisgrenze für Polonium-210 im Urin ist so niedrig, dass es bereits weit unterhalb gesundheitsrelevanter Auswirkungen möglich ist, Polonium im Körper nachzuweisen. Literatur Oeh, U., Li, W.B., Gerstmann, U., Giussani, A., H.G. Paretzke (2007): Hintergrundinformationen zu Polonium-210 und Betrachtungen zur Biokinetik und internen Dosimetrie vor dem Hintergrund des Falls Litwinenko. In: Bayer, A., Faleschini, H., Krüger, S., Strobl, Chr. (Eds.), Vorkehrungen und Maßnahmen bei Radiologischen Ereignissen, Publikationsreihe Fortschritte im Strahlenschutz, Fachverband für Strahlenschutz, TÜV Media GmbH , Köln, 70-81 Steiner, M., Hiersche, L., Poppitz-Spuhler, A., Ridder, F. (2007): Tabakrauch – die tägliche Dosis Polonium-210. In: Umweltmedizinischer Informationsdienst, ISSN 1862-4189 Stand: 08.04.2026

Bau eines Kernreaktors: Deutsches Energieunternehmen schließt Vereinbarung mit Ruanda

Unterzeichnung einer Vereinbarung zum Bau eines technisch neu entwickelten Kernreaktors zwischen dem Energieunternehmen "Dual Fluid" und der Regierung von Ruanda, Kenntnis und Austausch zur energiepolitischen Entwicklung in Ruanda; Berichterstattung der Landesregierung im Ausschuss für Europa und Eine Welt

Strahlenschaeden in Reaktorstrukturmaterialien

Hohe Neutronenfluesse, die im Inneren von Schnellen Bruetern oder an der ersten Wand der projektierten Fusionsreaktoren auftreten, fuehren zu Strahlenschaeden, von denen das Volumenschwellen, bedingt durch Porenbildung im Material, von hoher Bedeutung fuer die Sicherheit und Rentabilitaet bestimmter Reaktorkonzeptionen ist. In nahezu allen Staaten, die sich mit Kernenergie beschaeftigen, versucht man deshalb, die zur Porenbildung fuehrenden Prozesse besser zu verstehen und schwellresistente Materialien zu entwickeln. Als eine geeignete Untersuchungsmethode hierfuer erwies sich die Simulation von Neutronenschaeden mit hochenergetischen schweren Ionen. Damit ist es moeglich, innerhalb einiger Minuten bis Stunden Strahlenschaeden zu erzeugen, wie sie im Reaktor erst nach Jahren auftreten. Neue Experimente ueber Diffusionsvorgaenge und das Verhalten von Ausscheidungen in NiCrAl-Legierungen bei Schwerionenbestrahlung sind in Vorbereitung. Dazu wurde ein neuer Targethalter konzipiert und gebaut, der schnelle Aufheiz- und Abkuehlvorgaenge erlaubt. Hierdurch werden unerwuenschte Ausheileffekte vermieden. Zur Untersuchung der Materialien wurde ein 100kV-Elektronenmikroskop installiert.

Messungen der 129I-Emissionen der Aufbereitungsanlagen in Tomsk, Krasnojarsk und Tscheljabinsk für 131I-Dosisrekonstruktionen

Im weiträumigsten Gebiet um die militärischen 239Pu-Produktionsanlagen in Tscheljabinsk, Tomsk und Krasnojarsk und um das Testgebiet von Semipalatinsk wird mit Hilfe von Messungen des langlebigen 129I eine retrospektive Dosimetrie des kurzlebigen 131I durchgeführt. Unter Miteinbeziehung der 129I-Einträge durch die Kernwaffentests, die zivilen Aufbereitungsanlagen La Hague und Sellafield und den Reaktorunfall von Tschernobyl wird eine Datenbasis für die Verwendung von 129I als Tracer in der Umwelt erstellt. Wasserproben von Seen mit langen Abflusszeiten wie Khuvsugul Nuur, Uvs Nuur, Orog, Achit (alle Mongolei), Baikal, Balachasch, Issyk Kul und von kleineren Seen und Bodenproben aus dem Gebiet werden genommen. Mit Beschleunigungsmassenspektrometrie werden 129I /127I-Verhältnisse gemessen und 129I-Fluenzen abgeleitet. 129I-Immissionen und -Verteilungen werden mit atmosphärischen Transportrechnungen erhalten. In Abhängigkeit der Bestrahlungszeit der Brennelemente und der Wartezeit zwischen Bestrahlung und Aufbereitung werden mit atmosphärischen Transportmodellen 131I-Aktivitäten im Bereich der Anlagen und im Altai-Gebiet berechnet.

Edelstahlfilter fuer extreme Anforderungen

Edelstahlfilter werden, je nach Verwendungszweck, mit Fasern von 2 -30 Mym Durchmesser hergestellt und als Schwebstoffilter eingesetzt. Sie sind temperaturfest bis 500 Grad C, widerstandsfaehig gegen Dampf, Dampfnaesse und Strahlung, sowie korrosionsbestaendig. Ihre Entwicklung erfolgte urspruenglich fuer die Druckentlastung von Sicherheitsbehaeltern bei Reaktorunfaellen. Ende 1987 waren fuenf deutsche Kernkraftwerke mit Tiefbett-Edelstahlfiltern ausgeruestet. Anwendungen im nichtnuklearen Bereich werden untersucht.

Erstellung eines mechanistischen Transportmodells fuer Spaltprodukte

Zur Vervollstaendigung von integralen Stoerfallanalysecodes, mit deren Hilfe die thermodynamischen, aerosolphysikalischen, radiologischen und chemischen Prozesse in einem Reaktor-Containment nach einem schweren Stoerfall simuliert werden, wird ein mechanistisches Transportmodell fuer Spaltprodukte erstellt. Zu Beginn des Projekts lag der Hauptschwerpunkt der Arbeiten in der qualitativen und quantitativen Beschreibung des Austrags von leichtfluechtigen Schadstoffen durch diffusive und konvektive Gasphasentransportprozesse. Darueber hinaus wurde der Austrag von suspendierten Feststoffpartikeln durch Tropfenabriss von Fluessigkeitsoberflaechen durch eine Gasstroemung analysiert. In den laufenden Arbeiten wird nunmehr die mechanische Freisetzung von Kuehlmittel und schwer fluechtigen Radionukliden insbesondere auch durch Zerplatzen von Blasen an Fluessigkeitsoberflaechen unter Beruecksichtigung physikalischer und chemischer Prozesse waehrend des Stoerfallablaufs untersucht.

Deutsche Beteiligung am OECD/NEA Projekt Thermohydraulische Experimente an der 'Rod Bundle Heat Transfer' Anlage (RBHT) - Phase II

Vertiefte Untersuchungen von Betriebserfahrungen aus Kernreaktoren

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