atw - atomwirtschaft - International Journal for Nuclear Power

Euro 15.-
International Journal
for Nuclear Power
ISSN · 1431-5254
www.nucmag.com
4
| 2014
April
Safe and Reliable Operation of the
Dutch Borssele Nuclear Power Plant
Hot Resin Supercompaction
Enhanced Productivity in Reactor
Decommissioning and Waste Management
An Integrity Assessment Methodology for
the VHTR Graphite Structure
atw © | 2014 | Autorenexemplar
4
Content
International Journal for
Nuclear Power
April 2014
Official organ of the Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG)
Situated in Taishan City of Guangdong Province,
Taishan Nuclear Power Project is planned with
4 PWR units including 2 units for Phase I
(Page 218)
Editorial
207
No Fun with Gas in Europe
Kein Spaß mit Gas in Europa
Nuclear Today
209
J. Shepherd
Vendors Woo South Africa as a Potential
New ‘Powerhouse’ for Nuclear
Hersteller werben in Südafrika als
mögliches neues „Powerhouse“ für
Kernkraftwerke
Spotlight on Nuclear Law
210
Nothing is as Consistent as Change –
U. Feldmann
What new EU-BSS Offer
Nichts ist so beständig wie der Wandel –
Was uns die neuen EU-BSS bringen
Content in brief
atw © | 2014 | Autorenexemplar
HRSC at NPP Philippsburg
(Page 231)
Cover: Outside view of the Borssele nuclear power
plant. The 512 MWe gross pressurised water
reactor was build by KWU (today AREVA) and is
in commercial operation since 1973. The site with
a nuclear power plant, a coal fired plant with
biomass co-firing and a wind park is operated by
N.V. Elektriciteits-Produktiemaatschappij
Zuid-Nederland EPZ. (Courtesy: EPZ)
212
214
L. Mitev
218
EPR Construction at China’s Taishan
Progressing Well, Says Areva
Die Arbeiten am Kernkraftwerksneubau
Taishan schreiten nach Angaben von
Areva gut voran
Y. Broy
219
M. Linger
EPZ and AREVA – A Longstanding
Partnership for the Safe and Reliable
Operation of the Dutch Borssele Nuclear
Power Plant
EPZ und AREVA – Eine langjährige
Partnerschaft für einen sicheren und
zuverlässigen Betrieb des niederländischen Kernkraftwerks Borssele
M. Bojinov
221
E. Nowak
M. Stanislowski
T. Saario
Effect of Chloride Transients on the
Corrosion Behavior of Low-Alloy Steels in
Cladding Flaws of Reactor Pressure
Vessels under Oxygenated
High-Temperature Water Conditions
Einfluss von Chloridtransienten auf das
Korrosionsverhalten von niedriglegierten
Stählen in Plattierungsfehlern von
Reaktordruckbehältern unter oxidierenden
Hochtemperaturwasserbedingungen
H. Fehrmann
228
Hot Resin Supercompaction –
the Development through the Years
Heiß Harz Hochdruckverpressung –
Die Entwicklung im Laufe der Zeit
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Content
K. Wasinger
234
Enhanced Productivity in Reactor
Decommissioning and Waste Management
Produktivitätsverbesserung im Rückbau
von Reaktoren und im Reststoffmanagement
M. Sokcic-Kostic
240
R. Schultheis
Neutron Measurement Method for the
Detection of Transuranic Elements in the
Nuclear Fuel Cycle
Neutronenmessverfahren für den
Nachweis von Transuranen im
Kernbrennstoff-Kreislauf
Ch. Lee
246
M. Jae
An Integrity Assessment Methodology
for the VHTR Graphite Structure
Eine Methode zur Bewertung der
Grafitstrukturen eines VHTR
OEE performance in Cadarache (non value added
time reduction in %).
(Page 238)
Brennelement
atw © | 2014 | Autorenexemplar
DIN – Normenausschuss
251
Materialprüfung
Imprint
255
News
255
Market Data
264
Publications
266
Calendar
267
KTG-Mitteilungen
268
DAtF-News
270
New Trends in the Field of Nuclear
Standardization on National, European
and International Level with the Background of the German “Energiewende”
Neuausrichtung der nationalen,
europäischen und internationalen
Normung im Bereich der Kerntechnik vor
dem Hintergrund der Energiewende in
Deutschland
Spaltkammern
FAMOS Monitor with inserted fuel element.
(Page 241)
Insert: Publication of the Annual Meeting on Nuclear Technology 2014
– Registration Form.
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Geiger-Mueller Zähler
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
1/12 Section of the Fuel Assembly and Fuel
Element.
(Page 248)
213
Content in Brief
Vendors Woo South Africa as a
Potential New ‘Powerhouse’ for
Nuclear
(Page 209)
J. Shepherd
South Africa is a country which is increasingly seen as a potential new nuclear market that
promises to give one or more of the world’s
major nuclear vendors an important foothold
on the continent.
South Africa has two pressurised water reactors operating at the Koeberg nuclear
plant. The 930-megawatt (MW) first unit
entered commercial operation in July 1984,
followed by the second (900 MW) unit in
November 1985. These are the only commercial nuclear power plants on the continent of
Africa.
South Africa’s updated draft integrated
resources plan (IRP) for electricity for 201030, for which a public consultation period
ended in February of this year, included revised projections. that suggested no new
nuclear baseload capacity would be needed “until after 2025”. A capacity “at least
6,600 MW less” is required in terms of reliable overall generating capacity in 2030.
However great South Africa’s demand for
a clean, affordable and reliable supply of nuclear-generated electricity, coupled with
the economic benefits such developments
will bring, investors also understand the potential for nuclear growth in this part of the
world.
Nothing is as Consistent as Change
– What new EU-BSS Offer
(Page 210)
sons responsible when dealing with evident
side effects and problems, so these will not
settle. On EU – level first problems become
apparent: the implementation of environmental protection against radiation turns upside down former principle which states: if
men are protected, environment is protected
as well. Thereby new material for the transformation into an eighth version of the EUBSS would be available.
EPR Construction at China’s Taishan
Progressing Well, Says Areva
(Page 218)
L. Mitev
Construction of two EPR units at the Taishan
nuclear site in China’s southern Guangdong
province is “progressing well”, with 95 percent of procurement orders placed and 82
percent of engineering work completed, Areva has said.
All primary heavy components have been
delivered and installed for the first unit, Taishan-1, and the delivery of heavy components for Taishan-2 is under way.
Areva is nuclear island supplier for the
two 1,600 MW units. Its customer is the China Guangdong Nuclear Power Holding Corporation (CGNPC), represented by the Taishan
Nuclear Power Company (TNPJVC). TNPJVC is
a joint venture between CGNPC and France’s
EDF.
Negotiations for Taishan-3 and -4 are expected to restart soon following the suspension of new-build authorisations after the
Fukushima-Daiichi accident in March 2011.
China plans to have 58,000 MW of installed nuclear capacity.
atw © | 2014 | Autorenexemplar
U. Feldmann
Since the publication of the first version of
the Euratom-Guideline in 1959 about the
fundamental safety standards for protection
of danger caused by ionised radiation, these
basic radiation safety standards – in short
called EU-BSS – have been changed so far
seven times. Last, recently by the EuratomGuideline 2013/59 on December 5th, 2013.
Viewed from the context of the latest recommendations by the International Commission
on Radiological Protection (ICRP) in 2007 a
thereupon resulted revision of the IAEO-BSS
as well as due to new scientifically insights, the European legislation to radiation
protection with its seventh amendment of the
EU-BSS should be remodelled and consolidated. The revised version is to be put to
practice as domestic legislation until February 6th, 2018
Revised BSS provide quite structural as
well as with regards to content improved reforms – partially of fundamental nature.
Some reforms indicate more or less great implementation problems others were moderated over the negotiation. Some require getting
used to them at first.
For the implementation into national legislation, the right touch is wished for the per-
214
EPZ and AREVA – A Longstanding
Partnership for the Safe and Reliable
Operation of the Dutch Borssele
Nuclear Power Plant
(Page 219)
Effect of chloride transients on the
corrosion behaviour of low alloyed
steel in cladding flaws of reactor
pressure vessels under oxygenated
high-temperature water conditions
(Page 221)
M. Bojinov, E. Nowak, M. Stanislowski
and T. Saario
Strain-induced corrosion cracking in low alloy steels (LAS) has been extensively investigated during the last decades. One finding
from recent investigations is the detrimental
role of even small amounts of chlorides,
which has been shown to increase the cracking susceptibility of LAS. In order to evaluate
this finding a demanding research programme has been established.
In light water reactor plants, the pressure
vessel and in some cases also the piping is
made of LAS, covered with welded stainless
steel cladding for improved corrosion protection. In structural failure assessments of primary circuits, penetrating cladding flaws
have to be assumed, which could locally expose the underlying LAS to the cooling water.
Due to the narrow opening of such weld defects the aqueous solution in contact with the
underlying LAS would have a different composition from that of the bulk cooling water.
In this paper, first detailed calculations of
the water chemistry prevailing in such conditions revealed that oxygen concentration decreases rapidly when going from the mouth
of the cladding flaw towards the bottom,
bringing the redox potential to values, much
lower than those typical for oxygenated high
temperature water (HTW). Also, chloride
was found to en-rich into the cladding flaw
volume by a factor of x30. The material studied was 20MnMoNi55 used for the reactor
coolant line of a German NPP.
Based on the results obtained, it can be
concluded that chloride transients up to 50
ppb in the bulk HTW, resulting in an enrichment of chloride in a penetrating cladding
flaw up to 1,500 ppb, do not result in any serious consequences for the corrosion of LAS
at the bottom of the cladding flaw.
Y. Broy and M. Linger
After 40 years of service, it belongs to the safest 25 % of all light-water reactors in the
western hemisphere thanks to continuous
modernization. In doing so, Borssele is setting
standards for maintenance and upgrades. In
view of the continuation of operation until
2034, further comprehensive modernization
projects are planned. The plant operator, the
Dutch N.V. Elektriciteitsproduktiemaatschappij (EPZ), decided to tackle this challenge
with the support of its long-standing partner
AREVA. Another milestone is coming up
soon: The safety I&C shall gradually be
changed to digital technology in the next
years. Apart from close cooperation in plant
technology, EPZ and AREVA also cooperate in
fuel supply, as well as in the area of service
and maintenance work.
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
Hot Resin Supercompaction – the
Development through the Years
(Page 228)
H. Fehrmann
The Hot Resin Supercompaction (HRSC) is a
thermal spent resin treatment process which
is installed in several Nuclear Power Plants
(NPP). The first installation was in the mid
1990 at NPP Philipsburg (Germany), followed by NPP Tihange (Belgium) in 2008
and NPP Sanmen (China) in 2013. Characteristically the HRSC process provides completely dry spent resin and final waste products that are volume reduced and contained
in so called pellets. The pellets themselves
are qualified waste products according to
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Content in Brief
German repository requirements which enable flexible handling. Through the years development was carried out to adapt the
HRSC process from its first application with
a mixture of powder and bead resins to
treatment of pure bead resins. Up to now the
HRSC process is successfully used in the operational phase for spent resin treatment.
Its application for the post operation and decommissioning phase is a valid option as the
integrated Supercompactor can be used for
other waste streams resulting out of decommissioning.
Enhanced Productivity in Reactor
Decommissioning and Waste
Management
(Page 234)
atw © | 2014 | Autorenexemplar
K. Wasinger
As for any industrial facility, the service
live of nuclear power plants, fuel cycle facilities, research and test reactors ends. Decision for decommissioning such facilities
may be motivated by technical, economical or political reasons or a combination of it.
As of today, a considerable number of research reactors, fuel cycle facilities and power reactors have been completely decommissioned.
However, the end point of such facilities’
lifetime is achieved, when the facility is finally removed from regulatory control and the
site becomes available for further economical
utilization. This process is commonly known
as decommissioning and involves detailed
planning of all related activities, radiological
characterization, dismantling, decontamination, clean-up of the site including treatment
and packaging of radioactive and/or contaminated material not released for unrestricted recycling or industrial disposal. Decommissioning requires adequate funding
and suitable measures to ensure safety while
addressing stakeholders’ requirements on
occupational health, environment, economy,
human resources management and the socioeconomic effects to the community and the
region.
One important aspect in successful management of decommissioning projects and
dismantling operation relates to the economical impact of the endeavor, primarily depending on the selected strategy and, as
from commencement of dismantling, on total duration until the end point is achieved.
Experience gained by Areva in executing numerous decommissioning projects during past 2 decades shows that time injury
free execution and optimum productivity turns out crucial to project cost. Areva develops and implements specific “performance improvement plans” for each of its
projects which follow the philosophy of operational excellence based on Lean Manufacturing principles. Means and methods applied in implementation of these plans
and improvements achieved are described
and examples are given on the way Areva offers to support owners to benefit from this experience.
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Neutron Measurement Method for
the Detection of Transuranic
Elements in the Nuclear Fuel Cycle
(Page 240)
has been developed and applied. The proposed model turned out to be appropriate to
assess graphite integrity. The safety of VHTR
can be improved by the quantification of the
graphite structure integrity and a more reliable design.
M. Sokcic-Kostic and R. Schultheis
By handling and storing burned-down fuel elements it is duty to measure the existing nuclear fuel content. For the criticality analysis
of the interim storage, for instance, it is imperative to know the nuclear fuel inventory in
order to give a detailed description on the
safety of storage to the supervisory authority.
Among other things, it is necessary to consider that the possibility of mixing up stored fuel
elements in the fuel pool was not able to be
excluded.
Due to high penetration of matter and its
origin from decay or spontaneous fission of
transuranic elements neutron verification
methods are suited best for the proof of fission material as long as it has been burneddown beforehand. If fission chambers are additionally used as detectors, measurements
can be even carried out in environments with
high gamma levels.
A highly improved measuring quality can
be achieved, by comparing measurement results with the results of computer-aided simulations such as e.g. burn-up programs or
MCNP- calculations. Hereby the impact on
the measurement result by special marginal
conditions of the measuring environment
(e.g. addition of boric acid into the water of
the fuel pool) can be estimated and thus revised.
It is shown, that the passive neutron measurement is much easier to manage as an active measurement. As restriction it is to be
considered, that measurements refer essentially to transuranic elements. Uranium such
as U-235, however, is difficult to detect. For
fuel elements applies, that the creation of
transuranic elements is directly linked to the
burn-up of U-235. Hence direct conclusions
to the burn-up of U-235 can be drawn, by
measuring transuranic content.
New Trends in the Field of Nuclear
Standardization on National,
European and International Level with
the Background of the German
“Energiewende”
(Page 251)
DIN – Normenausschuss Materialprüfung
Participation in standardization in the nuclear energy field in Germany is still very high,
because the involved parties have recognized
that standards in the context of the energy
transition in Germany will remain very important. However, in the last few years, international standardization has been carried
out without German participation. Existing
international bodies are currently greatly influenced by the leadership of France, which is
also reflected in the content of international
standards. In addition, on French initiative, a
European body (CEN/TC 430 “Nuclear energy, nuclear technologies, and radiological
protection”) has been set up with the remit to
replace all national standards in Europe with
international standards. The present article
summarizes this development and offers an
overview for German experts on how they
can respond to this trend.

An Integrity Assessment Methodology
for the VHTR Graphite Structure
(Page 246)
Ch. Lee and M. Jae
The VHTR, one of the next generations of nuclear power plants, uses graphite as fuel
block, moderator, and support post. To decompose water into hydrogen and to improve
thermal efficiency, the VHTR operates under
conditions of high temperature above 950oC.
In case of the Prismatic Modular Reactor 600,
one type of the Korean VHTR, graphite is
used as a fuel block and support post inside
the reactor core. It can be exposed to high
temperature and neutron irradiation. Therefore it is necessary to consider its integrity by
estimating its safety under this condition. In
order to evaluate the integrity of the graphite
structure, a new assessment methodology
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
atw Vol. 59 (2014) No. 4
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Editorial:
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215
Content in Brief (German)
Hersteller werben in Südafrika als
mögliches neues „Powerhouse“ für
Kernkraftwerke
(Seite 209)
J. Shepherd
Die Rolle Südafrikas wird wieder zunehmend
als möglicher Markt für Kernkraftwerksneubauten gesehen. Damit ist Südafrika für Hersteller auch von Interesse als gewichtiges Standbein auf dem afrikanischen Kontinent.
In Südafrika sind zwei Druckwasserreaktoren am Standort Koeberg in Betrieb. Die
930-MW Reaktoren nahmen in 1984 und
1985 den kommerziellen Betrieb auf. Es sind
bislang die einzigen Kernkraftwerke in Afrika.
Der aktualisierte Entwurf des Integrierten
Ressourcen Plans (IRP) für die Stromversorgung 2010 bis 2030 enthält neue Projektionen für den Kernenergiebedarf des Landes.
Rund 6.600 MW neue Kernkraftwerkskapazitäten werden nach 2025 als erforderlich gesehen.
Wie groß auch immer Südafrikas zukünftiger Bedarf an sauberer, kostengünstiger und
zuverlässiger Versorgung mit Nuklearstrom
sein wird, so wird diese Entwicklung mit wegweisend für diese Region sein und Südafrikas
Entwicklung und Bedarf sind somit auch bedeutend für die Anlagenhersteller.
Nichts ist so beständig wie der Wandel
– Was uns die neuen EU-BSS bringen
(Seite 210)
Umwelt vor Strahlung, womit der bisherige
Grundsatz, dass, wenn der Mensch geschützt
ist, auch die Umwelt geschützt ist, aus
den Angeln gehoben würde und Stoff für
eine achte Wandlung der EU-BSS vorhanden
wäre.
Die Arbeiten am Kernkraftwerksneubau Taishan schreiten nach Angaben
von Areva gut voran (Seite 218
L. Mitev
Die Bauarbeiten am Kernkraftwerksprojekt
Taishan in Chinas Provinz Guangdong schreiten nach Angaben des Herstellers Areva gut
voran. Rund 95 % der Aufträge sind platziert
und 82 % der Engineering-Arbeiten sind abgeschlossen. Errichtet werden zwei Kernkraftwerksblöcke vom Typ EPR.
Alle Schwerkomponenten für den Block
Taishan 1 sind geliefert und installiert, die
Auslieferung für den zweiten Block befindet
sich in der Vorbereitungsphase. Areva liefert
das Nuclear Island der zwei 1.600-MW-Blöcke. Kunde ist die China Guangdong Nuclear
Power Holding Corporation (CGNPC), vertreten von der Taishan Nuclear Power Company
(TNPJVC), einem Joint Venture der CGNPC
und der EDF.
Die Verhandlungen für Taishan 3 und 4
werden voraussichtlich in Kürze wieder aufgenommen, nachdem sie durch das Moratorium
nach den Fukushima-Ereignissen unterbrochen waren.
China plant den Bau von Kernkraftwerken
mit rund 58.000 MW Leistung .
atw © | 2014 | Autorenexemplar
U. Feldmann
Seit der 1959 veröffentlichten ersten Fassung
der Euratom-Richtlinie über die grundlegenden Sicherheitsnormen zum Schutz vor den
Gefahren ionisierender Strahlung sind diese
Strahlenschutzgrundnormen – kurz EU-BSS
genannt – bisher siebenmal geändert worden, zuletzt jüngst durch die Euratom-Richtlinie 2013/59 vom 05.12.2013. Vor dem Hintergrund der neuen Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP –
International Commission on Radiological Protection) von 2007 und der daraufhin erfolgten Revision der IAEO-BSS sowie neuer wissenschaftlicher Erkenntnisse soll das europäische Strahlenschutzrecht mit der siebten
Novelle der EU-BSS modernisiert und konsolidiert werden. Die revidierte Fassung ist
bis zum 6. Februar 2018 in innerstaatliches
Recht umzusetzen.
Die revidierten BSS bringen durchaus
strukturelle wie inhaltliche Neuerungen – teilweise von wesentlicher Natur – mit sich. Einige Neuerungen bedeuten mehr oder weniger
große Umsetzungsprobleme, andere konnten
im Laufe der Verhandlungen abgemildert werden, manche sind erst einmal mindestens gewöhnungsbedürftig.
Bei der Umsetzung in nationales Recht
ist den Verantwortlichen eine glückliche
Hand im Umgang mit den ersichtlichen
Nebeneffekten und Problemen zu wünschen,
damit diese sich nicht niederschlagen. Auf
EU-Ebene zeichnen sich schon erste Problemstellen ab: Die Aufnahme des Schutzes der
216
EPZ und AREVA - Eine langjährige
Partnerschaft für einen sicheren und
zuverlässigen Betrieb des
niederländischen Kernkraftwerks
Borssele
(Seite 219)
Y. Broy und M. Linger
Der Druckwasserreaktor Borssele in den Niederlanden ist das erste noch im Betrieb befindliche AREVA/Siemens KWU-Kernkraftwerk. Dank stetiger Modernisierung gehört Borssele auch nach 40 Betriebsjahren
zu den sichersten 25 % aller westlichen
Leichtwasserreaktoren und setzt damit Maßstäbe für Instandhaltung und Ertüchtigung. Im Rahmen der geplanten Laufzeitverlängerung bis zum Jahr 2034 sind nun wieder umfassende Modernisierungsprojekte geplant. Der Betreiber des Kernkraftwerks, die
niederländische N.V. Elektriciteitsproduktiemaatschappij (EPZ) entschied, sich dieser
Herausforderung mit Unterstützung des
langjährigen Partners AREVA zu stellen.
Demnächst steht ein weiterer Meilenstein an:
Die Sicherheitsleittechnik soll in den kommenden Jahren schrittweise auf digitale
Technik umgestellt werden. Doch nicht
nur im Bereich der Anlagentechnik arbeiten
EPZ und AREVA eng zusammen, sondern sie
kooperieren auch bei der Brennstoffversorgung sowie bei Anlagenservice und -instandhaltung.
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
Einfluss von Chloridtransienten auf
das Korrosionsverhalten von niedriglegierten Stählen in Plattierungsfehlern von Reaktordruckbehältern
unter oxidierenden Hochtemperaturwasserbedingungen (Seite 221)
M. Bojinov, E. Nowak, M. Stanislowski
und T. Saario
In den letzten Jahren wurde bei Untersuchungen zum Korrosionsverhalten niedriglegierter
Stähle (LAS) unter oxidie-renden Hoch­
temperaturwasserbedingungen (HTW) festgestellt, dass auch geringe Mengen von Chloriden
eine Er-höhung der Risswachstumsgeschwin­
digkeit in LAS bewirken können. Ein neues
Untersuchungsprogramm wurde aufgelegt, um
dieses Ergebnis zu bewerten.
In Leichtwasserreaktoren bestehen Komponenten des Primärkreises aus LAS. Mediumberührte Oberflächen sind mit austenitischen
Schweißplattierungen als Korrosionsschutz
versehen. Im Fall von potenziell durchgehenden Plattie-rungsfehlern, welche Bestandteil
von rechnerischen Sicherheitsnachweisen sind,
hätte das Primärkühlmittel direkten Kontakt
mit dem darunter liegenden LAS. Da derartige
Plattierungsfehler als schmale Spalte anzunehmen sind, wäre die Zusammensetzung des Mediums am Fehlergrund anders, als die des umgebenden Kühlmittels.
Im vorliegenden Beitrag werden erstmalig
detaillierte Bewertungen zur Wasserchemie in
einem Plattierungsfehler vorgestellt. Es wurde
festgestellt, dass das Redoxpotential am Fehlergrund deutlich geringer ist, als das für HTWBedingungen typische und dass sich die Chloridkonzentration im Fehlervolumen um den
Faktor 30 erhöht. Für die Untersuchungen wurde der Reaktordruckbehälterstahl 20MnMoNi55 verwendet.
Die Untersuchungen haben ergeben, dass
Chloridtransienten bis zu 50 ppb im Kühlmittel eine Erhöhung des Chlo-ridgehalts auf
1.500 ppb im Volumen eines Plattierungsfehlers bedeuten können. Dabei wurde die wichtige Erkenntnis gewonnen, dass sich selbst
dieser Chloridgehalt nicht negativ auf das
Korro­sionsverhalten von LAS innerhalb von
Plattierungsfehlern auswirkt.
Heiß Harz Hochdruckverpressung
– Die Entwicklung im Laufe der Zeit
(Seite 228)
H. Fehrmann
Die Heiße-Harz-Hochdruckverpressung (Hot
Resin Supercompaction (HRSC)) ist ein thermischer Behandlungsprozess für Reststoffe
und in einer Reihe von Kernkraftwerken in
Anwendung. Erstmals wurde eine Anlage mit
diesem Verfahren Mitte der 1990-Jahre im
Kernkraftwerk Philippsburg in Betrieb genommen, gefolgt von Einrichtungen in Tihange
(Belgien, 2008) und Sanmen (China, 2013).
Charakteristisch für den HRSC-Prozess ist,
dass das Produkt vollkommen wasserfrei ist,
volumenreduziert und in Form von sogenannten Pellets vorliegt. Die Pellets sind qualifiziert
endlagerfähig gemäß den deutschen Anforderungen an Endlagergebinde. Im Verlauf der
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Content in Brief (German)
Entwicklung wurde der HRSC-Prozess ausgehend von den ersten Anwendungen an weitere
technologische Anforderungen angepasst. Bis
heute wird der Prozess erfolgreich bei in Betrieb befindlichen Anlagen eingesetzt. Der
Einsatz in der Nachbetriebsphase sowie beim
Rückbau ist eine Option, wobei der integrierte
Superkompaktor für andere Abfallarten des
Rückbaus verwendet werden kann.
Produktivitätsverbesserung im
Rückbau von Reaktoren und im
Reststoffmanagement (Seite 234)
atw © | 2014 | Autorenexemplar
K. Wasinger
Wie bei jeder industriellen Anlage endet auch
bei Kernkraftwerken und Anlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufs sowie bei Forschungsund Versuchsreaktoren die betriebliche Lebensdauer. Die Entscheidung zur Außerbetriebnahme solcher Anlagen fällt entweder aus technischen, wirtschaftlichen oder politischen Gründen. Anlagen im Front End und im Back End
werden durch neuere, produktivere ersetzt, die
darüber hinaus entsprechend den neuesten sicherheitstechnischen Anforderungen ausgelegt
sind. Bis heute wurde bereits eine beachtliche
Anzahl von Anlagen im Brennstoffkreislauf sowie von Leistungsreaktoren außer Betrieb genommen und vollständig zurück gebaut. Andere
wurden endgültig abgeschaltet weil ihr weiterer
Betrieb unrentabel wurde oder infolge einer Änderung der nationalen Energiepolitik – ein Beispiel hier ist die von der deutschen Bundesregierung im Jahr 2011 getroffene und mit der
13. Novelle zum Atomgesetz umgesetzte Entscheidung, bis 2022 die Stromerzeugung mittels Kernenergie in Deutschland zu beenden.
Das endgültige Betriebsende einer nuklearen Anlage wird allerdings erst mit der Entlassung aus der atomrechtlichen Überwachung
erreicht, wodurch der Standort zur weiteren
Nutzung zur Verfügung steht. Dieser Prozess
wird als Stilllegung und Rückbau bezeichnet
und umfasst Konzept- und Detailplanung aller
durchzuführenden Arbeitsschritte, radiologische Charakterisierung, Zerlegeaktivitäten, Dekontamination, Sanierung des Standorts und
schließlich die Behandlung, Konditionierung
und Verpackung jener radioaktiven und/oder
kontaminierten Stoffe, die nicht der schadlosen
Verwertung zugeführt werden können. Die
Stilllegung nuklearer Anlagen erfordert das Bereitstellen entsprechender finanzieller Mittel
sowie das Ergreifen geeigneter Maßnahmen,
um die erforderliche Sicherheit zu gewährleisten. Zugleich sind die berechtigten Interessen
aller Beteiligten hinsichtlich Arbeitssicherheit,
Strahlen- und Umweltschutz, Wirtschaftlichkeit, Personalführung sowie die sozialwirtschaftlichen Auswirkungen auf die betroffenen
Gemeinden und Regionen zu berücksichtigen.
Ein wesentlicher Aspekt für die erfolgreiche Durchführung von Stilllegungsprojekten
ist die Wirtschaftlichkeit des Vorhabens. Die
insgesamt entstehenden Aufwendungen sind
einerseits von der gewählten Rückbaustrategie abhängig und andererseits von der Gesamtlaufzeit bis zum Erreichen des Rückbauziels, das heißt, die Übergabe des Standortes
für eine weitere Nutzung. Die von AREVA bei
der Durchführung zahlreicher Rückbauprojekte in den vergangenen 2 Jahrzehnten gewonnene Erfahrung zeigt, dass verzögerungsfreie
Durchführung und optimierte Produktivität die
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Höhe der Rückbaukosten bestimmen. Konzept,
Planung und Projektmanagementprozesse beeinflussen den Erfolg von Rückbauprojekten
weit mehr als die verwendete Technik.
AREVA entwickelte daher für jedes Rückbauprojekt spezifische „Produktivitätsverbesserungspläne“. Die bei der Umsetzung angewandten Methoden sowie die damit erreichten Verbesserungen werden beschrieben und
Beispiele dafür aufgezeigt, wie AREVA die Betreiber stillgelegter Anlagen bei ihren Rückbauprojekten unterstützen kann, damit diese
von der vorliegenden Erfahrung profitieren.
Neutronenmessverfahren für den
Nachweis von Transuranen im
Kernbrennstoff-Kreislauf (Seite 240)
M. Sokcic-Kostic und R. Schultheis
Bei der Handhabung und Lagerung von abgebrannten Brennelementen ist es eine Aufgabe,
den vorliegenden Kernbrennstoffgehalt zu
messen. Für die Kritikalitätsauslegung des
Zwischenlagers zum Beispiel ist es wichtig, das
Inventar an Kernbrennstoff zu kennen, um die
Sicherheit des Lagers den Aufsichtsbehörden
darstellen zu können. Dabei ist u.a zu berücksichtigen, dass die Möglichkeit nicht ausgeschlossen werden konnte, dass im Brennelementlagerbecken gelagerte Brennelemente
vertauscht werden.
Neutronennachweisverfahren eignen sich
aufgrund der hohen Durchdringung von Materie und ihres Ursprungs aus dem Zerfall oder
spontanen Spaltung von Transuranen hervorragend für den Nachweis von Spaltmaterial,
solange dieses vorher abgebrannt wurde.
Wenn man als Detektoren noch dazu Spaltkammern benutzt, so kann man die Messungen auch in Umgebungen mit hohen Gammapegeln durchführen.
Eine erhebliche Verbesserung der Messgüte
erreicht man, wenn man Messergebnisse mit
den Resultaten aus Simulationsrechnungen
wie z.B. Abbrandprogramme oder MCNPRechnungen vergleicht. Hierdurch kann man
die Beeinflussung des Messresultates durch
spezielle Randbedingungen der Messumgebung (z.B. Zugabe von Borsäure zum Wasser
im Brennelementlagerbecken) abschätzen und
somit korrigieren.
Es wird gezeigt, dass die passive Neutronenmessung sehr viel einfacher zu bewerkstelligen ist als eine aktive Messung. Als Einschränkung ist zu beachten, dass die Messverfahren sich im Wesentlichen auf Transurane
beziehen, Urane wie U-235 dahingegen nur
schwierig sich erfassen lassen. Für Brennelemente gilt allerdings, dass der Aufbau der
Transurane durch Brüten direkt mit dem Abbrand von U-235 verknüpft ist. Somit können
durch Messung des Transurangehalts direkte
Rückschlüsse auf den Abbrand von U-235 gezogen werden.
Eine Methode zur Bewertung der
Grafitstrukturen eines VHTR
(Seite 246)
Ch. Lee und M. Jae
Der VHTR (Very High Temperature Reactor)
ist eine Entwicklung der nächsten Generatio-
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
nen von Kernkraftwerken. Im Reaktor kommt
Grafit als Brennelementmaterial, Moderator
und für Kerneinbauten zum Einsatz. Um
einen möglichst hohen Wirkungsgrad zu erreichen sowie die thermischen Voraussetzungen für eine Wasserstofferzeugung zu gewährleisten, werden Reaktorkühlmitteltemperaturen von 950 °C angestrebt. Bei der koreanischen Entwicklung des Prismatic Modular Reactor 600 ist dementsprechend Grafit
als Brennelementstrukturmaterial sowie für
Kerneinbauten vorgesehen. Aufgrund der
Kühlmitteltemperaturen und der Neutronenbestrahlung muss unter diesem Bedingungen
die Integrität des Werkstoffs nachgewiesen
werden.
Dazu wurde eine Bewertungsmethodik
entwickelt. Das Modell ist geeignet, um die Integrität der Grafikstrukturen zu beurteilen sowie die Sicherheit nachzuweisen und Impulse
für konsturktive Optimierungen zu geben.
Neuausrichtung der nationalen,
europäischen und internationalen
Normung im Bereich der Kerntechnik
vor dem Hintergrund der Energiewende in Deutschland
(Seite 251)
DIN – Normenausschuss Materialprüfung
Die Beteiligung an der kerntechnischen Normung in Deutschland ist nach wie vor sehr
hoch, da die Anwender erkannt haben, dass
die Normen mit Hinblick auf die Energiewende in Deutschland auch künftig eine große
Bedeutung haben werden. Die internationale
Normung wurde aber in den letzten Jahren
zum großen Teil ohne deutsche Beteiligung
durchgeführt. Die internationalen Gremien
bei der International Organization for Standardization (ISO) sind sehr stark durch die
Führung Frankreichs geprägt, was sich auch
in den Inhalten der Internationalen Normen
widerspiegelt. Darüber hinaus wird nun auf
Initiative Frankreichs ein europäisches Normungsgremium (CEN/TC 430 „Nuclear energy, nuclear technologies, and radiological
protection“) gegründet, und zwar mit dem
Ziel, viele nationale Normen in Europa durch
Internationale Normen zu ersetzen. Der Artikel fasst diese Entwicklung zusammen und
stellt die Möglichkeiten für die deutschen Experten dar, sich in den Prozess einzubringen
und ihn aktiv zu beeinflussen.

atw Vol. 59 (2014) No. 4
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217
Nuclear Power Plant Operation
EPZ and AREVA –
A longstanding partnership for the safe and reliable
operation of the Dutch
Borssele Nuclear Power Plant
Yvonne Broy, Erlangen/Germany and
Monique Linger, Borssele/The Netherlands
On October 26, 2013, Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant Borssele,
the “Kerncentrale Borssele” (KCB), celebrated its 40th anniversary of the beginning of
commercial operation. On February 19th,
2014 EPZ received its irrevocable license
for operation utill 2034. EPZ, AREVA and
their respective predecessor companies
have regularly implemented ambitious and
technically challenging modernization
projects since the plant went into operation. This gave proof that maximum safety
in a nuclear power plant can be ensured irrespective of its date of construction. Recently, an independent commission of the
Dutch government confirmed that even after 40 operating years KCB belongs to the
safest 25 per cent of all water-cooled nuclear power plants within the European
Union, US and Canada.
This makes KCB a leading example for
projects aimed at extending the operating
life of nuclear power plants. Most of the
nuclear power plants worldwide are older
than 25 years, every tenth plant is already
more than 40 years old. At the same time,
many operators plan to modernize their
plants and implement safety retrofits to receive approval of the respective supervisory authority for a continuation of operation. AREVA supports operators with its
comprehensive competencies, not only
based on its experience at Borssele but with
other operators as well, and offers a whole
catalogue of modernization measures for
long-term operation: the so-called “Forward Alliance Catalogue“. This complements AREVA’s range of products for operating nuclear power plants already documented in the “Safety Alliance Catalogue”,
which comprises offers in the field of safety retrofits since 2011.
Placing of the order upon foundation
of KWU – fundamental modernization
in the 1990s
When the former Kraftwerk Union was set
up in 1969, it won the contract to build the
nuclear power plant in Borssele. In 1973,
the 2 loop pressurized water reactor was
connected to the grid with a net electric
output of 449 megawatts. At first, the
plant produced the power for an aluminum
smelter facility located nearby, but since
1987 also for the general needs of the
Netherlands.
The partnership between manufacturer
and operator did not end with handing
over the power plant. Both parties continued to work together to continuously adapt
the nuclear power plant to the state-of-theart. A particular milestone was the fundamental modernization of the plant in the
1990s under the so-called “MOD97“ project. At that time, all relevant parts of the
piping system, the safety I&C and other
equipment including the emergency diesel
generators were replaced in approximately
five months.
Moreover, the engineers of both companies retrofitted safety systems newly developed after the commissioning of the plant.
This includes a Filtered Containment Venting System (FCVS), which provides a filtered containment venting function in the
case of a severe accident without any impact to the environment. Also Passive Autocatalytic Recombiners (PAR) that prevent accumulations of hydrogen in the ontainment by combining gas with atmospheric oxygen to make water were
already retrofitted within the MOD97
atw © | 2014 | Autorenexemplar
Addresses of the Authors:
Yvonne Broy
AREVA GmbH
Paul-Gossen Straße 100
91052 Erlangen/Germany
Monique Linger
Elektriciteits-Productiemaatschappij
Zuid-Nederland N.V.
Zeedilk 32,
4454 PM Borssele
The Netherlands
atw Vol. 59 (2014) Issue 4 | April
Fig. 1.
Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant Borssele in the Netherlands
(at the right of the picture).
>>> atw © | 2014 | Autorenexemplar <<<
219
Nuclear Power Plant Operation
project. At the end of this modernization,
Borssele Nuclear Power Plant had reached
the safety level of the latest German Konvoi plants which went into operation at the
end of the 1980s.
In 2006, as part of a modernization of
the turbine, the net electricial output of
the plant was increased by about 10 percent to 485 megawatts.
AREVA makes Borssele fit for its
long-term operation
KCB’s planned continuing of operation to
60 years was linked to strict requirements,
especially with regard to the safety level by
the Dutch policy and supervisory authorities. Apart from national and European
law standards, the plant was subject to an
intensive evaluation for long-term operation by the IAEA (International Atomic Energy Agency), also called “SALTO Peer Review“.
EPZ decided to tackle this challenge
with the support of its long-standing partner AREVA. The companies formed a project team of about 30 people, who processed the subprojects jointly. This included analyses regarding the safe operation of
the reactor pressure vessel for a period of
60 years or the qualification of electrotechnical components. A key module was
the so-called “Ageing Management Review“ for the passive components in machine technology, electrical and I&C systems as well as construction engineering.
The AREVA team, in close cooperation with
EPZ, determined the extent to which safety-relevant systems, structures and components are subject to wear. This can be
achieved by non-destructive examinations, recurrent testing, plant inspections or analysis of water chemistry. Finally, recommendations for appropriate
follow-up were derived from the final evaluation.
PERM XS system which has been successfully retrofitted to about 80 reactors worldwide. In a first step, AREVA and EPZ investigate to replace the existing Reactor Control
and Limitation System (RCLS) by new digital technology.
tenance services at KCB until 2019. In addition to reactor and steam generator services, the contract comprises chemical consulting and analyses, service for I&C and
electrical systems as well as in-service inspections.
Cooperation in plant service extended
Partnership also in fuel services
Besides the cooperation in the field of instrumentation & control technology, AREVA
supports EPZ also with service and maintenance work. A Long-Term Service Agreement (LTSA) has been signed contracting
AREVA experts to perform outage and main-
Apart from the close cooperation in plant
technology, EPZ and AREVA also cooperate in fuel supply. KCB’s fuel assemblies
are made by AREVA, whose specialists are
also involved in fuel assembly management. 
Milestones
1969
The Provincial Zeeland Power Company (PZEM) orders a reactor from Siemens KWU (now AREVA GmbH).
1973
On October 25, 1973, following successful startup tests, Siemens KWU hands over the reactor to
PZEM. The government issues a permanent operating license.
1979 to
1984
Safety facilities were upgraded including the construction of a reserve cooling water system.
1987
The Borssele reactor becomes part of the Electricity Producers Co-operative (SEP) in Arnhem.
1990
Ownership of the reactor is transferred to a public limited company, EPZ (Southern Netherlands
Electricity Production Company).
1994 to
1997
An upgrade project, known as “MOD97”, is completed successfully at a cost of 450 million Guilders.
2006
The Borssele Covenant is signed in Goes that allows the Borssele reactor to continue operation
under specific conditions until 2034 and a major overhaul of the Borssele reactor takes place. The
temporary shutdown also allows a turbine upgrade by approximately 35 megawatts.
2012
Salto Peer Review conducted corresponding to IAEA long-term operation guidelines
Starting 2013
Step-by-step modernization of the current I&C system.
Signing of the LTSA
Borssele Nuclear Power Plant
The Borssele Pressurized Water Reactor is
the only operating nuclear power plant
in the Netherlands. The plant, built by
AREVA’s predecessor company Siemens
KWU, was connected to the grid in 1973
and originally designed for an operational period of 40 years. In 2006, the Dutch
authorities approved a continuing operation under strict conditions: The nuclear
power plant will supply power until
2034.
Outlook: Digital safety and
operational I&C in Borssele
Today, Borssele has a net electrical output of 482 megawatt and supplies approximately 80,000 households with carbon-free power.
Another milestone is coming up soon: The
KCB safety I&C shall gradually be changed
to digital technology in the next years. For
this upgrade, AREVA offers its TELE-
atw © | 2014 | Autorenexemplar
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220
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