NAUTILUS
NAUTILUS: Entwicklung experimenteller Methoden für die Untersuchung innovativer Ansätze zur Behandlung hochradioaktiver Abfälle und zur Reaktorsicherheit
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Projektleiter: |
Dr.-Ing. Dipl.-Phys. Marco Viebach |
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Mitarbeiter: |
Dr.-Ing. Dipl.-Phys. Marco Viebach |
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Laufzeit: |
03/23 bis 02/28 |
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Finanzierung: |
Bundesministerium für Bildung und Forschung |
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Förderkennzeichen: |
02NUK079 |
| Kooperationen: | University of Liverpool |
Kurzbeschreibung
Was geschieht mit abgebrannten Brennelementen aus Kernreaktoren? In Deutschland ist hierfür die direkte Endlagerung in tiefengeologischen Formationen gesetzlich verankert. International wird jedoch auch an Methoden zur Weiterbehandlung hochradioaktiven Abfalls geforscht. Das Projekt NAUTILUS und gleichnamige Nachwuchsforschungsgruppe NAUTILUS, bestehend aus dem Gruppenleiter Dr. Marco Viebach, drei Promovierenden und einem technischen Mitarbeiter, fokussieren in diesem Zusammenhang auf die Salzschmelze-Reaktortechnologie mit integriertem Salzreinigungssystem. Dieses Querschnittsthema der Entsorgungsforschung und Reaktorsicherheitsforschung eignet sich hervorragend, um den wissenschaftlichen Nachwuchs für den Kompetenzerhalt in Deutschland auszubilden und auch zukünftige Entwicklungen bewerten und beeinflussen zu können.
Ziel des Vorhabens ist es, den Ausbildungskernreaktor AKR-2 zu nutzen, um generische Experimente für zukünftige Salzschmelze-Reaktoren auf Chloridbasis bereitzustellen und die dafür notwendigen Methoden zu entwickeln. Insbesondere soll der Einfluss des Anreicherungsgrades von Cl-37 auf die reaktorphysikalischen Eigenschaften mittels moderner Pile-Oszillator-, Neutronentransmissions- und Neutronenstreumethoden untersucht werden, um die Unsicherheiten der vorhandenen Wirkungsquerschnittsdaten zu bewerten. Als Grundlage dieser Untersuchungen wird die Charakterisierung des AKR-2-Neutronenfeldes in der u. a. für Validierungsaufgaben notwendigen Güte verbessert. Komplementär und in sich unterstützender Weise werden der Reaktor und die experimentellen Anordnungen durch reaktorphysikalische Simulationen abgebildet. Das Projekt schließt mit einer Bewertung des Konzeptes hinsichtlich der Zweckmäßigkeit zur Weiterbehandlung abgebrannter Brennelemente und aus Sicht der Reaktorsicherheit.