Das Projekt "Studie zum aktuellen Forschungsstand neuer Reaktorkonzepte" wird/wurde ausgeführt durch: Öko-Institut. Institut für angewandte Ökologie e.V..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.
Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Eine Onlineteilname per ZoomX ist ebenfalls möglich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Raum 006 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Raum 006 Wegelystr. 8 10623 Berlin Sie möchten per Zoom-Meeting am Termin teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Teilnahme per ZoomX 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse online per ZoomX Sie möchten in Präsenz an der Veranstaltung teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
Das Projekt "Geordnete Restabwicklung des Projektes SNR 300" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung. Es wird/wurde ausgeführt durch: Restabwicklung SNR 300 GmbH.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 "JRC-REACTSAFE 5C, Measurements of fission products in the experiments mol 7C/6 and mol 7C/7" wird/wurde gefördert durch: Kommission der Europäischen Gemeinschaften Brüssel. Es wird/wurde ausgeführt durch: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt.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 "Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung^Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung^Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung, Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt.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 "Ausgewaehlte sicherheitstechnische F+E-Aufgaben zum EFR" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Siemens AG.
Das Projekt "Vergleich der gemeinsamen Langzeitzwischenlagerung von nicht abgebrannten SNR-300-Brennelementen mit abgebrannten AVR-bzw. UO2-Brennelementen in CASTOR-Behaeltern" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung. Es wird/wurde ausgeführt durch: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH.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 "Stabilitaet und Modifizierung von Passivschichten neuer Purexwerkstoffe (Sicherheitsforschung zum Korrosionsverhalten)" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Universität Düsseldorf, Institut für Physikalische Chemie und Elektrochemie II.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/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Universität des Saarlandes, Fachrichtung 9.14 Anorganische und Analytische Chemie und Radiochemie.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,.......
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| Bund | 16 |
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