Die niederländische Behörde Autoriteit Nucleaire Veiligheid en Stralingsbescherming (ANVS) hat am 23. August 2023 bekannt gegeben, dass die deutsche, für Urantransporte zuständige Firma ORANO dort einen Antrag für die Beförderung von "unbestrahltem spaltbarem Material in Form von Schrott-Brennelementen, die angereichertes Uranoxid enthalten (UO2), die von der Advanced Nuclear Fuels GmbH in Lingen (Deutschland) stammen und die für MSZ Machinery Manufacturing Plant JSC in Elektrostal (Russische Föderation) bestimmt sind, gestellt hat. Die Beförderung durch NL setzt einen Transport durch Deutschland und eine Ausfuhr aus Deutschland voraus. Bitte erklären Sie mir, ob die Vorgänge im Zusammenhang mit dem Antrag (Transport/Ausfuhr) in den Zuständigkeitsbereich des BMU fallen und wenn ja, ob die Firma ORANO bei den deutschen Behörden bereits Genehmigungen für Transport und/oder Ausfuhr der genannten Güter beantragt hat, um welche Art von Uran-Schrott es sich genau handelt (im Detail), wo der Uran-Schrott ursprünglich angefallen ist und warum, welche Art und welche Mengen an Uran der Schrott enthält, in welche Gebinde der Uran-Schrott verpackt ist, wie viele Gebinde transportiert werden sollen, für welche Verwendung der Uran-Schrott im Ausland bestimmt ist, aufgrund welcher gesetzlichen Grundlage die Ausfuhr von Uran-Schrott genehmigungsfähig ist, ob die zuständige Behörde den Transport bzw die Ausfuhr bereits genehmigt hat oder sie genehmigen wird.
Die niederländische Behörde Autoriteit Nucleaire Veiligheid en Stralingsbescherming (ANVS) hat am 23. August 2023 bekannt gegeben, dass die deutsche, für Urantransporte zuständige Firma ORANO dort einen Antrag für die Beförderung von "unbestrahltem spaltbarem Material in Form von Schrott-Brennelementen, die angereichertes Uranoxid enthalten (UO2), die von der Advanced Nuclear Fuels GmbH in Lingen (Deutschland) stammen und die für MSZ Machinery Manufacturing Plant JSC in Elektrostal (Russische Föderation) bestimmt sind, gestellt hat. Die Beförderung durch NL setzt einen Transport durch Deutschland und eine Ausfuhr aus Deutschland voraus. Bitte erklären Sie mir, ob die Firma ORANO bei den deutschen Behörden bereits eine Transportgenehmigung beantragt hat, und wenn ja: um welche Art von Uran-Schrott es sich genau handelt (im Detail), wo der Uran-Schrott ursprünglich angefallen ist und warum, welche Mengen an Uran der Schrott enthält, in welche Gebinde der Uran-Schrott verpackt ist, wie viele Gebinde transportiert werden sollen, für welche Verwendung der Uran-Schrott bestimmt ist, aufgrund welcher gesetzlichen Grundlage die Ausfuhr von Uran-Schrott genehmigungsfähig ist, ob die zuständige Behörde den Transport bereits genehmigt hat oder ihn genehmigen wird.
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 ...
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.
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.
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.
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 ...
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 ...
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).
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 14 |
| Zivilgesellschaft | 2 |
| Type | Count |
|---|---|
| Chemische Verbindung | 2 |
| Förderprogramm | 9 |
| Text | 2 |
| unbekannt | 3 |
| License | Count |
|---|---|
| geschlossen | 5 |
| offen | 11 |
| Language | Count |
|---|---|
| Deutsch | 13 |
| Englisch | 3 |
| Resource type | Count |
|---|---|
| Dokument | 1 |
| Keine | 15 |
| Multimedia | 1 |
| Topic | Count |
|---|---|
| Boden | 7 |
| Lebewesen und Lebensräume | 11 |
| Luft | 7 |
| Mensch und Umwelt | 16 |
| Wasser | 5 |
| Weitere | 15 |