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Found 14 results.

JRC-NUCFUEL 5C, Safety studies with nuclear fuels, 1988-1991

Das Projekt "JRC-NUCFUEL 5C, Safety studies with nuclear fuels, 1988-1991" wird/wurde gefördert durch: Kommission der Europäischen Gemeinschaften Brüssel. Es wird/wurde ausgeführt durch: European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU).Objective: To study mechanisms and properties determining fuel and fission product behaviour during both, base and off-normal conditions. This activity involves unirradiated and irradiated 'classical' and 'improved' fuel samples of various composition and over a wide range of temperatures, up to very high burn-up, and makes use of appropriate computer models. The final aim of the activity is the improvement of the safety of fuel operation in a reactor. General Information: Progress to end 1990. The Laboratory continued its cooperation with the International Fission Gas Release Project Riso III (Dk) by incorporating the extensive experimental data resulting from the programme into the OFT data bank and evaluating them with existing TU fuel performance codes. - The OECD-coordinated activity for analysing fuel and fuel debris of the Three Mile Island (TMI) damaged reactor has been concluded. An apparatus for thermal diffusivity measurements on active specimens with the laser flash technique has been constructed. - Nitride fuels with a 'tailored' structure and heterogeneous fuels (U, Pu)O2 and UN) were fabricated for short-term irradiations in the HFR-reactor. Irradiations of fuels for future reactors to test their behaviour at the beginning of life (BOL) and at the end of life (EOL), NILOC (HFR) and NIMPHE (PHENIX), respectively, have been continued. Out-of-pile tests were performed to study changes in structure and composition of mixed nitride fuel pins in an axial temperature gradient. - Measurements of the heat capacity of UO2 up to 8000K were concluded and the results are being analysed. Radiative properties of oxides (thoria, urania, zirconia) were measured in the solid and the liquid range. A model for the total emissivity of urania was developed. - The code MITRA has been adapted to perform source term calculations. A computer code for the calculation of the thermo chemical equilibrium of fission products was written and a database for fission product compounds has been implemented with interface to the SOLGASMIX/MITRA codes. A shielded Knudsen cell for irradiated UO2 fuel has been assembled. - Work in 1990 on the safety of nuclear fuels has resulted in 33 (status September '90) contributions to conferences, articles in scientific journals, reports and chapters in books; two patents were granted. Detailed description of work foreseen in 1991 (expected results). Riso III results will undergo final evaluation and fuel work will concentrate on MOX fuel and on the structural and chemical changes at local burn-ups of up to 15 per cent . Laboratory work will principally deal with SIMFUEL with 6 and 8 per cent burn-up. Modelling work will continue. Annealing tests will be performed under oxidizing and reducing atmosphere on U02 samples irradiated up to 55 GWd/t, in order to determine fission gas release as a function of O/M . A remotely controlled thermal diffusivity apparatus will be mounted in a hot cell. BOL and EOL irradiations NILOC and ...

JRC-RADWASTE 6C, Characterisation of nuclear waste forms, 1992-1994

Das Projekt "JRC-RADWASTE 6C, Characterisation of nuclear waste forms, 1992-1994" wird/wurde gefördert durch: Kommission der Europäischen Gemeinschaften Brüssel. Es wird/wurde ausgeführt durch: European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU).Objective: To characterize vitrified high-level waste forms and unprocessed spent fuel with respect to properties relevant to their behaviour under conditions of long-term storage, i.e. radioactive nuclide inventory, thermal conductivity, thermal and mechanical stability, redistribution of actinides and fission products within waste materials, radiation damage, resistance to corrosive agents, and to investigate leaching of waste forms with various leachant compositions. General Information: Progress to end 1991. A major effort was made to extend studies on the characterisation of nuclear waste to unprocessed nuclear fuel in view of its behaviour under temporary and final storage conditions. These investigations comprised the interaction of irradiated UO2 with water and the development and testing of equipment for the non- destructive analysis of irradiated fuel rods by passive neutron interrogation. The development of a code (COCAINE) to model the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility got under way. Leach tests were carried out with active waste glass samples (type R7T7), and the same material was subject to micro structural analysis. Instruments to measure the mechanical properties of waste glasses were tested with inactive glasses. The results of this work were described in 4 publications. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Leaching experiments with UO2 and MOX fuels will be performed in order to study the effect on the leach rate of oxidising agents in a liquid and/or gaseous environment. The oxidation of UO2 fuel in air/water, N2/water and in air at temperatures deeper than 500 degrees celsius will be studied by thermogravimetry. The newly developed neutron interrogation equipment will be applied in order to determine actinide concentrations in various types of fuel rods. Equipment for the speciation of leachats will be developed and tested. The COCAIN code which models the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility will be further developed. Short description of evolution of work in 1993. Future studies on waste characterisation will concentrate more or lesson spent fuel behaviour under temporary and final storage conditions. They will be pursued in an interplay between experiments and modelling activities. Achievements: A major effort was made to extend studies on the characterization of nuclear waste to unprocessed nuclear fuel in view of its behaviour under temporary and final storage conditions. These investigations comprised the interaction of irradiated uranium oxide with water and the development and testing of equipment for the non-destructive analysis of irradiated fuel rods by passive neutron interrogation. The development of a code (COCAINE) to model the consequences of ground water intrusion in a spent fuel storage facility got under way. Leach tests were carried out with active waste glass samples (type R7T7), and the same ...

JRC-NUCFUEL 6C, Saferty of actinides in the nuclear fuel cycle, 1992-1994

Das Projekt "JRC-NUCFUEL 6C, Saferty of actinides in the nuclear fuel cycle, 1992-1994" wird/wurde gefördert durch: Kommission der Europäischen Gemeinschaften Brüssel. Es wird/wurde ausgeführt durch: European Commission, Joint Research Centre (JRC). Institute for Transuranium Elements (ITU).Objective: To carry out safety studies with nuclear fuels under long-term and off-normal conditions, to evaluate and reduce risks associated with storing and handling actinides, to carry out basic solid state studies on actinides and collect data and bibliographic references on properties and applications of transuranium elements. General Information: Progress to end 1991. The Institute continued efforts to contribute to the safety of nuclear fission by concentrating its research activities on investigations of the behaviour of nuclear fuel after prolonged irradiation and under variable reactor operating conditions. Mechanism for the release of fission products from irradiated fuel were further elucidated, and the formation of particular structural features which may limit the fuel lifetime were better understood. First results of the post-irradiation examination of nitride fuels irradiated in the Fench PHENIX reactor were obtained, demonstrating the technological potential and the limitations of this fuel type. The measurement of the physical fuel properties of nuclear fuels at extremely high temperatures was continued, and first results of the thermal expansion of uranium dioxide for above its melting temperature were obtained. A facility was installed in order to study possibilities of (nuclear) aerosol agglomeration under dynamic conditions in a high-power acoustic field at ultrasonic and audible frequencies. Mixed oxide fuel rods containing minor actinides (MA), which had been irradiated in a fast reactor (PHENIX) in order to study possibilities of MA transmutation, were analysed. Np-based specimens, mostly in the form of single crystals, were prepared for basic experimental solid state physics studies at the Institute and in various overseas and European laboratories. Progress was made in understanding the electronic structure of transuranium elements and their compounds by further development of theories and experimental efforts in high-pressure research and photoelectron spectroscopy. Equipment for Moessbauer spectroscopy and for other physical property measurements at cryogenic temperatures was installed in the new transuranium research user facility. Work to adapt instruments and methods developed at the Institute in the frame of the above programme (fast multi-colour pyrometry and enhancement of industrial filter efficiency) to industrial application was continued, together with partners from industry. Four patent proposals (on acoustically enhanced off-gas scrubbing, on laser-enhanced extraction, on production methods for Ac-225 and Bi-213, and on the preparation of amorphous substances) were filed in 1991. 42 articles in scientific-technical journals were published (or submitted for publication) and 82 lectures were given in conferences on various subjects dealing with the safety of actinides in the nuclear fuel cycle in 1991. Detailed description of work foreseen in 1992 (expected results). Studies of fission product migration ...

Teilvorhaben 2: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 1: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 2: Prozessintegrierter Umweltschutz durch Aufarbeitung von Abwasserstroemen und Rueckfuehrung in den Prozess^Integrierter Umweltschutz in der Textilindustrie^Teilvorhaben 3: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 3: Prozessintegrierter Umweltschutz durch Aufarbeitung von Abwasserstroemen und Rueckfuehrung in den Prozess, Teilvorhaben 4: Abtrennung von Uranylionen aus Sicker- und Grundwässern mit uranophilen Calixarenen

Das Projekt "Teilvorhaben 2: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 1: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 2: Prozessintegrierter Umweltschutz durch Aufarbeitung von Abwasserstroemen und Rueckfuehrung in den Prozess^Integrierter Umweltschutz in der Textilindustrie^Teilvorhaben 3: Produktionsintegrierte Massnahmen zur Senkung des Wasserverbrauchs und der Abwasserbelastung in Textilveredlungsbetrieben^Teilvorhaben 3: Prozessintegrierter Umweltschutz durch Aufarbeitung von Abwasserstroemen und Rueckfuehrung in den Prozess, Teilvorhaben 4: Abtrennung von Uranylionen aus Sicker- und Grundwässern mit uranophilen Calixarenen" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung. Es wird/wurde ausgeführt durch: Heimbach.

Vergleich der gemeinsamen Langzeitzwischenlagerung von nicht abgebrannten SNR-300-Brennelementen mit abgebrannten AVR-bzw. UO2-Brennelementen in CASTOR-Behaeltern

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.

Hochtemperaturverhalten SSiC-gekapselter UO2-Pellets und Absorberelemente

Das Projekt "Hochtemperaturverhalten SSiC-gekapselter UO2-Pellets und Absorberelemente" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung. Es wird/wurde ausgeführt durch: Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik.Die Entwicklung innovativer Reaktorkonzepte hat zum Ziel, die unkontrollierte Freisetzung von Radioaktivitaet mit katastrophalen Folgen unter allen denkbaren Bedingungen zu vermeiden. Das setzt einen sicheren Einschluss des Aktivitaetsinventars durch intakte Sicherheitsbarrieren voraus. Ein Beitrag zur Entwicklung innovativer Reaktorkonzepte ist der Entwurf eines modifizierten Leichtwasserreaktor-Brennstabes mit einer keramischen Ummantelung des Brennstoffes sowie eines modifizierten Leichtwasserreaktor-Absorberstabes mit einer keramischen Ummantelung des Absorbermaterials. Im Rahmen des beantragten Projektes ist nachzuweisen, dass die keramischen Kapseln die Aktivitaet im Pellet auch unter den extremen thermischen Belastungen eines schweren Stoerfalls zurueckhalten. Die dazu erforderlichen experimentellen Arbeiten werden mit Hilfe der VA DRESSMAN, eines Hochtemperaturofens und am Ausbildungskernreaktor (AKR) durchgefuehrt.

Jod-Exhalation aus UO2 unter stationaeren und transienten Bedingungen

Das Projekt "Jod-Exhalation aus UO2 unter stationaeren und transienten Bedingungen" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Kraftwerk Union, Mülheim.Ziel der beabsichtigten Untersuchungen ist es, den Verlauf des J/Cs-Austritts aus UO2 fuer folgende Faelle zu untersuchen: Freisetzung von J/Cs unter stationaeren Bedingungen (isochron-isotherme Aufheizung); Freisetzung J/Cs unter transienten Temperaturbedingungen (transiente Aufheizung).

Untersuchung der Spaltproduktexhalation aus abgebranntem Brennstoff unter Anwesenheit von Zircaloy und Sauerstoff

Das Projekt "Untersuchung der Spaltproduktexhalation aus abgebranntem Brennstoff unter Anwesenheit von Zircaloy und Sauerstoff" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Forschung und Technologie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Kraftwerk Union.Die stationaere Freisetzung von Spaltprodukten aus dem UO2 ist bei den heutigen LWR-Anlagen mit etwa 200 W/cm mittlerer Stableistung sehr gering. Dagegen kann die transiente Freisetzung je nach der erreichten UO2-Temperatur wesentlich hoehere Werte annehmen; sie ist zu betrachten im Zusammenhang mit Kuehlmittelverluststoerfaellen oder hypothetischen Kernschmelzunfaellen. Von den Spaltprodukten sind dabei Jod und Caesium aus bestrahltem UO2. Um eine hinreichende realistische Beurteilung des Risikos von Kuehlmittelverluststoerfaellen oder hypothetischen Kernschmelzunfaellen vornehmen und unnoetige Konservativismen abbauen zu koennen, muss der Einfluss sowohl der Sauerstoffaktivitaet als auch des Zircaloys auf die Spaltproduktfreisetzung bekannt sein. Diese Kenntnisse sollen mit der vorhandenen und fuer die jetzigen Versuchsziele zu modifizierenden Versuchseinrichtung gewonnen werden. Dabei soll von den bisherigen Untersuchungen im Vakuum ausgegangen und qualitative und quantitative Abweichungen von den bereits erkannten Mechanismen festgestellt werden.

Zwischenlager

Zwischenlager Bei der Nutzung der Atomkraft zur Energieerzeugung fallen bestrahlte Brennelemente als Abfall an. Bis ein Endlager zur Verfügung steht, muss dieser Abfall in Zwischenlagern sicher untergebracht werden. Sichere Zwischenlagerung Das Konzept der Zwischenlagerung in Deutschland folgt einer nationalen Strategie zur sicheren und verantwortungsvollen Entsorgung radioaktiver Abfälle, dem nationalen Entsorgungsprogramm . Die Verantwortung für die Zwischenlagerung liegt in der Hand staatlicher Akteure, die dabei unterschiedliche Aufgaben wahrnehmen. Im Bereich Zwischenlagerung ist das BASE zuständig für die Genehmigung zur Aufbewahrung und dem Transport von Kernbrennstoffen. In den deutschen Zwischenlagern werden überwiegend bestrahlte Kernbrennstoffe aus Atomkraftwerken und Forschungsreaktoren wie auch hochradioaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitung aufbewahrt. Zum Schutz von Mensch und Umwelt sind die hochradioaktiven Abfälle von massiven Transport- und Lagerbehältern umschlossen. Das BASE ist auch verantwortlich für die Zulassung dieser Behälter . Zwischenlagerung & Transport Atommüll Aufbewahrung Rückführung radioaktiver Abfälle aus der Wiederaufarbeitung Transporte Transportbehälter Wie funktionieren Zwischenlager für hochradioaktiven Müll? Dezentrale Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle - Funktionen, Herkunft und Zukunft In fünf Minuten erklärt der Kurzfilm des BASE Funktionen, Herkunft und Zukunft der Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle. Der Film erläutert möglichst einfach und anschaulich, wie hochradioaktive Abfälle in Deutschland aufbewahrt werden, wie die Anlagen entstanden und geschützt sind. Und: Er informiert über die Sicherheitsanforderungen und Herausforderungen bis zur Endlagerung der Abfälle. Im Fokus Zwischenlager und AKW in Deutschland Verlängerte Zwischenlagerung Zahlen und Fakten Publikationen zur Zwischenlagerung Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle - Sicherheit bis zur Endlagerung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen Rücknahme von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 4MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen Zu allen Publikationen Fragen & Antworten zur Zwischenlagerung Was ist ein Zwischenlager? Ein Zwischenlager ist eine Anlage zur zeitlich begrenzten Lagerung von radioaktiven Abfällen. Welche Arten von Abfällen werden in einem Zwischenlager gelagert? In einem Zwischenlager werden hochradioaktive Abfälle bzw. schwach- und mittelradioaktive Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeleistung gelagert. Was versteht man unter schwach- und mittelradioaktiven Abfällen? Schwach- und mittelradioaktive Abfälle enthalten vorwiegend kurzlebige radioaktive Stoffe mit kleinerer Halbwertszeit . Mittelradioaktive Abfälle erfordern zusätzliche Abschirmungen. Sie stammen vom Betrieb und späterem Abbruch der Kernkraftwerke sowie aus Medizin, Industrie und Forschung. Was versteht man unter hochradioaktiven Abfällen? Hochradioaktive Abfälle sind insbesondere die beim Betrieb eines Kernkraftwerks oder Forschungsreaktors anfallenden abgebrannten Brennelemente sowie die im Rahmen der Wiederaufarbeitung anfallenden verglasten Spaltprodukte ( HAW -Glaskokillen). Aufgrund der hohen Strahlung und Wärmeleistung müssen diese Abfälle in speziellen Behältern (zum Beispiel CASTOR-Behältern) gelagert werden. Wie sehen hochradioaktive Abfälle aus? Hochradioaktive Abfälle bestehen überwiegend aus verbrauchten Brennelementen , die in Atomkraftwerken eingesetzt wurden. Ein Brennelement eines Siede- oder Druckwasserreaktors ist aus mehreren Brennstäben zusammengesetzt. Ein Brennstab ist ein metallisches Rohr mit ungefähr ein bis anderthalb Zentimeter Durchmesser und bis zu fünf Metern Länge. Darin enthalten sind der Kernbrennstoff, der aus Uranoxid bzw. bei sog. MOX Brennelementen aus Uran - und Plutoniumoxid besteht und einen grauen Farbton hat. Dieser Stoff ist in zylindrische Pellets gesintert. Zum zweiten gibt es kugelförmige Brennelemente aus Kugelhaufenreaktoren. Diese Brennelementkugeln haben einen Durchmesser von sechs Zentimetern, bestehen aus Graphit und sind schwarz. In dem Graphit eingebettet ist der Kernbrennstoff in Form von beschichteten Partikeln aus Uran - und/oder Thoriumoxid. Zum dritten gibt es hochradioaktive Abfälle , die bei der Wiederaufarbeitung von Brennelementen angefallen sind. Bei der Wiederaufarbeitung werden Teile der bestrahlten Brennelemente zu neuem Kernbrennstoff verarbeitet. Die hochradioaktiven Rückstände werden anschließend in Glas gebunden, in sogenannten Glaskokillen. Diese runden Kokillen mit ca. 140 Zentimeter Länge und 43 Zentimeter Durchmesser bestehen aus Edelstahl und werden mit den in Glas gebundenen Rückständen befüllt. Auf welche Weise erfolgt die Zwischenlagerung hochradioaktiver Abfälle? Nach der Nasslagerung im Abklingbecken des Kernkraftwerks werden die abgebrannten Brennelemente trocken zwischengelagert. Hierfür werden die abgebrannten Brennelemente in Transport- und Lagerbehälter verpackt und unter kontrollierten Bedingungen längerfristig in einem Zwischenlager sicher aufbewahrt. Die radioaktive Strahlung wird überwiegend durch die Behälter, aber auch durch das Lagergebäude aus Stahlbeton abgeschirmt. Die Wärmeabfuhr erfolgt durch Naturzuglüftung. Für welche Zeitdauer sollen die Zwischenlager in Betrieb sein? Die atomrechtlichen Genehmigungen für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Zwischenlagern sind Anfang der 2000er Jahre bewusst auf 40 Jahre begrenzt worden. Die Befristung basierte auf dem damals verfolgten Fahrplan eines Konzeptes für eine ergebnisoffene Endlagersuche, nach dem bis zum Jahr 2030 ein betriebsbereites Endlager errichtet werden sollte. Mit der Befristung machte der Bund deutlich, dass Zwischenlager zwar für einen begrenzten Zeitraum den notwendigen Schutz für Mensch und Umwelt bieten, dass aus ihnen aber keine Endlager werden sollen. 2017 wurde die Endlagersuche neu gestartet und hatte das Ziel, bis 2031 einen Endlagerstandort zu finden. Schon damals war absehbar, dass die Zwischenlager-Genehmigungen vor der Inbetriebnahme eines Endlagers auslaufen würden. Inzwischen hat sich der Zeitplan der Endlagersuche erheblich weiter in die Zukunft verschoben. Aus der notwendigen längeren Zwischenlagerung ergeben sich eine Reihe von Fragestellungen, die rechtzeitig vor Ablauf der Genehmigungen geklärt werden müssen. Weitere Informationen zur Verlängerten Zwischenlagerung . Wer genehmigt Zwischenlager für radioaktive Abfälle? Um ein Zwischenlager für abgebrannte Brennelemente zu errichten und zu betreiben, sind zwei Genehmigungen erforderlich: Eine atomrechtliche Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen, zu denen auch abgebrannte Brennelemente und verglaste Spaltprodukte zählen. Die zuständige Genehmigungsbehörde ist das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung. Eine Baugenehmigung, die nach der jeweiligen Landesbauordnung für die Errichtung des Zwischenlagergebäudes von der zuständigen Baubehörde des Bundeslandes erteilt wird. Werden schwach- und mittelradioaktive Abfälle zusammen mit abgebrannten Brennelementen in einer Lagerhalle gelagert, kann das BASE die Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes auch auf die schwach- und mittelradioaktiven Abfälle erstrecken. Nicht zuständig ist das BASE dagegen für die ausschließliche Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen in separaten Lagerhallen. Die dafür erforderlichen Genehmigungen werden auf der Grundlage des § 7 Strahlenschutzverordnung von den jeweils zuständigen Landesbehörden erteilt, in deren Bundesland sich das Zwischenlager befindet. Warum sind dezentrale Zwischenlager erforderlich? Nach der Novellierung des Atomgesetzes ( AtG ) im April 2002 hatten die Betreiber der Kernkraftwerke dafür zu sorgen, dass auf dem Gelände des Kraftwerkes oder in dessen Nähe ein Zwischenlager errichtet wurde. Die anfallenden abgebrannten Brennelemente können auf diese Weise ohne innerdeutsche Transporte in dezentralen Zwischenlagern aufbewahrt werden. Dort klingt die Radioaktivität und die damit verbundene Wärmeentwicklung ab, bis ein Endlager zur Verfügung steht. Welche gesundheitlichen Gefahren bestehen für Erwachsene und Kinder in der Umgebung von Zwischenlagern? Die hochradioaktiven Abfälle werden in Transport- und Lagerbehältern aufbewahrt. Die aus dem radioaktiven Zerfall resultierende Strahlung wird durch die Behälter so abgeschirmt, dass die entsprechenden Grenzwerte eingehalten werden. Bei der Aufbewahrung in Zwischenlagern wird durch das Gebäude aus Stahlbeton die Strahlenexposition weiter reduziert, so dass auch bei ganzjährigem Aufenthalt am Zaun der Anlage der zulässige Grenzwert von 1 Millisievert pro Jahr gemäß § 46 Strahlenschutzverordnung deutlich unterschritten wird und die Gesundheit nicht gefährdet ist. Auch die in den Genehmigungsverfahren zu betrachtenden Störfälle und sonstigen Störmaßnahmen und Einwirkungen Dritter (SEWD) führen zu keinen Freisetzungen, die eine unmittelbare Gefährdung der Gesundheit begründen könnten. Die Strahlenschutzverordnung trägt der höheren Empfindlichkeit von Kindern Rechnung und sieht für diese einen besonderen Schutz vor. Die erhöhte Empfindlichkeit von Kindern wird in den Genehmigungsverfahren berücksichtigt. Aus diesen Gründen ist eine Gefährdung auch von Kindern in der Umgebung der Zwischenlager nicht zu befürchten. Weitere Informationen des BMUV Nationales Entsorgungsprogramm Nationales Entsorgungsprogramm - FAQs

Informationen zur chemischen Verbindung: Uranoxid (UO3)

Die verlinkte Webseite enthält Informationen der Website chemikalieninfo.de des Umweltbundesamtes zur chemischen Verbindung Uranoxid (UO3). Stoffart: Einzelinhaltsstoff. Aggregatzustand: fest. Stoffbeschaffenheit: Pulver; RADIOAKTIV!. Farbe: gelb - rotbraun. Inhalt des Regelwerks: Das Globally Harmonised System of Classification and Labelling of Chemicals (GHS) wurde auf UN-Ebene erarbeitet, mit dem Ziel, weltweit einen sicheren Transport zu gewährleisten, die menschliche Gesundheit und Umwelt besser zu schützen. Die Verordnung (EG) Nr. 1272/ 2008 (CLP) legt orientierend an GHS einheitliche Regeln für die Bewertung der Gefährlichkeit von chemischen Stoffen und Gemischen fest (Einstufung). Für physikalische Gefahren, Gesundheits- und Umweltgefahren definiert sie Gefahrenklassen. Eine Gefahrenklasse ist unterteilt in Gefahrenkategorien je nach Schwere der Gefahr. Jeder Gefahrenkategorie sind ein Gefahrensatz, ein Piktogramm sowie ein Signalwort zugeordnet. Aufgrund dieser Einstufungen werden in der CLP-Verordnung verbindliche Kennzeichnungen auf Verpackungen wie Piktogramme und Gefahrenhinweise vorgeschrieben. Die Abverkaufsfrist für Gemische, die bereits vor dem 1.06.2015 verpackt wurden und noch nach alter Einstufung (R-Sätze) gekennzeichnet sind, lief als letzte Übergangsfrist am 01.06.2017 ab. Hersteller/ Importeure von Stoffen sind verpflichtet, innerhalb eines Monats nach Inverkehrbringen, ihre Angaben der Europäischen Chemikalienagentur (ECHA) zur Hinterlegung im öffentlich zugänglichen europäischen Einstufungs- und Kennzeichnungsverzeichnis (CL Inventory) zu melden. Die von der ECHA gepflegte Datenbank enthält Informationen zur Einstufung und Kennzeichnung (C&L) von angemeldeten und registrierten Stoffen, die Hersteller und Importeure übermittelt haben, einschließlich einer Liste harmonisierter Einstufungen. Um eine gesundheitliche Notversorgung und vorbeugende Maßnahmen künftig besser abzusichern, gelten ab dem 01.06.2020 für Gemische, die aufgrund ihrer Wirkungen als gefährlich eingestuft sind, einheitliche Informationspflichten in allen Mitgliedsstaaten. Importeure und nachgeschaltete Anwender sind verpflichtet, diese Informationen den dafür autorisierten nationalen Stellen, in Deutschland dem BfR vorzulegen.. Es gelten folgende Umweltgefahren: Sonstige Umweltgefahren: Umweltgefährlich gemäß EU-Verordnung.

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