Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Transcrição

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht
Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht
Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2011
Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire
Research and Experience Report 2011
Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight
Inhaltsverzeichnis
Einleitung
4
Zusammenfassung
5
Résumé
9
Summary
13
1. Regulatorische Sicherheitsforschung
17
1.1 Brennstoffe und Materialien
17
1.1.1OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoff- und Materialverhalten
17
1.1.2Untersuchungen an Halden-Proben IFA-638
20
1.1.3OECD SCIP – Studsvik Cladding Integrity Project
21
1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project
22
1.1.5KORA-II – Korrosionsrisswachstum in austenitischen Strukturwerkstoffen
23
1.1.6PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 25
1.1.7NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors
26
1.1.8PISA – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis
28
1.1.9Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter-Mehrlagenschweissnähten 30
1.2Interne Ereignisse und Schäden
32
1.2.1OECD CODAP - Component Operational Experience, Degradation and Ageing
Programme
32
1.2.2OECD COMPSIS - Exchange of Operating Experience Concerning Computer-based
Systems Important to Safety
33
1.2.3OECD ICDE – International Common-Cause Failure Data Exchange
34
1.2.4OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange
35
1.3 Externe Ereignisse
36
1.3.1OECD DIDELSYS – Defence In Depth in ELectrical SYStems and Grid Interaction
36
1.3.2OECD IRIS_2010 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anpralllasten 38
1.3.3 IMPACT II – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen
40
1.3.4 Expertengruppe Starkbeben/ Standorte KKW
42
1.3.5IAEA KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwazaki-Kariwa beim Erdbeben
vom 16. Juli 2007
44
1.3.6SMART-2008 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken47
1.4 Menschliche Faktoren
49
1.4.1OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation
49
1.4.2 Human Reliability Analysis
51
1.5Systemverhalten und Störfallabläufe
52
1.5.1STARS - Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors
in Switzerland
53
1.5.2PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit
gekoppelten System- und Containmentprozessen
55
1.5.3LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation
und Wiederverdampfung
55
1.5.4MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases
57
1.5.5ARTIST II – Aerosol Trapping in the Steam Generator
58
1.5.6MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR
60
1.6 Strahlenschutz
62
1.6.1Strahlenschutzforschung
62
1.7 Entsorgung
65
1.7.1Abfallbewirtschaftung im Vergleich
65
1.7.2Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri
67
1.7.3 OECD-NEA Clay Club
70
1.7.4Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung
71
1.7.5FORGE – Fate of Repository Gases
74
1.7.6Klimamodellierung Würm-Eiszeit
77
1.7.7Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland
79
2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen
2.1 L'accident nucléaire de Fukushima1
2.1.1 Le Japon
2.1.2L’événement de Fukushima Dai-ichi
2.1.3L’événement de Fukushima Dai-ni
2.1.4 Réactions de l’IFSN
2.2 Der Zwischenfall im Block 2 des Kernkraftwerks Laguna Verde
2.3 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Doel im Block 4
2.4 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Tricastin 2.5 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Cattenom in den Blöcken 2 und 3
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3. Internationale Zusammenarbeit
3.1 Internationale Übereinkommen
3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit
3.1.2Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter
Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle
3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks
3.2 Multilaterale Zusammenarbeit
3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA
3.2.2 Kernenergieagentur NEA der OECD 3.3 Behördenorganisationen
3.3.1 Western European Nuclear Regulators' Association (WENRA)
3.3.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG)
3.3.3 European Nuclear Energy Forum (ENEF)
3.3.4 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa
3.4 Bilaterale Zusammenarbeit
3.4.1Gemischte Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den
Strahlenschutz (CFS)
3.4.2Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer
Einrichtungen (DSK)
3.4.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich
3.4.4 Weitere bilaterale Zusammenarbeiten
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4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht 4.1 Verordnung über das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat
4.2 Richtlinien
4.2.1ENSI-G01: Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke
4.2.2 ENSI-B01: Alterungsüberwachung
4.2.3 ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen
4.2.4 ENSI-B09: Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen
113
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5. Strategie und Ausblick
115
Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte
117
Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien
285
Anhang C: Publikationen und Vorträge 2011
289
Anhang D: Richtlinien des ENSI/Directives de l'ENSI/Guidelines of ENSI
295
Einleitung
Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kernener-
logischen Zustand und die Notfallübungen und
giegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen Be-
Ausbildungen in den schweizerischen Kernan-
hörden die Öffentlichkeit regelmässig über den
lagen. Er beinhaltet zudem die Tätigkeiten im
Zustand der Kernanlagen und über Sachverhalte
Transport- und Entsorgungsbereich.
informieren, welche die nuklearen Güter und radioaktiven Abfälle betreffen. Das Eidgenössische
❚ Im Strahlenschutzbericht wird der radiologische
Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) erfüllt die-
Zustand innerhalb und ausserhalb der schweize-
se Verpflichtung unter anderem durch die Veröf-
rischen Kernanlagen beschrieben.
fentlichung seiner Jahresberichte. Diese Berichte
– der Aufsichtsbericht, der Strahlenschutzbericht
❚ Der vorliegende Erfahrungs- und Forschungsbe-
und der Erfahrungs- und Forschungsbericht – sind
richt beschreibt und bewertet die Ergebnisse der
auch in elektronischer Form auf www.ensi.ch un-
regulatorischen
ter «Dokumente ➢ Jahresberichte» erhältlich.
wählte Vorkommnisse in ausländischen Kernan-
Sicherheitsforschung, ausge-
❚ Der Aufsichtsbericht beschreibt und bewer-
sowie Änderungen im Regelwerk des ENSI. Die
lagen, den internationalen Erfahrungsaustausch
tet die wichtigsten Betriebsereignisse und Vor-
Kapitel 1 bis 5 richten sich an die interessierte
kommnisse, die durchgeführten Nachrüstungen
Öffentlichkeit, der Anhang A vornehmlich an ein
und Instandhaltungsmassnahmen, die Ergeb-
Fachpublikum.
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nisse der Wiederholungsprüfungen, den radio-
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ENSI, CH-5232 Villigen-ENSI (Schweiz), Telefon +41 (0)56 310 38 11, Fax +41 (0)56 310 39 95 und +41 (0)56 310 39 07, www.ensi.ch
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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011
Zusammenfassung
Regulatorische Sicherheits
forschung
spielsweise zu Rohrleitungsschäden, Brandereignissen
oder
sogenannten
«Common
Cause»-Fehlern – aufgebaut, mit denen die
Bei der Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit
entsprechenden Betriebserfahrungen aus zahl-
über die Kernanlagen ist es für das ENSI unerläss-
reichen Staaten systematisch ausgewertet wer-
lich, auf dem aktuellen Stand von Wissenschaft
den. Mit dem neuen Projekt CODAP der OECD
und Technik zu sein. Deshalb unterstützt und ko-
wird eine umfassendere Übersicht zu Alte-
ordiniert das ENSI Projekte im Rahmen der regula-
rungs- und Schädigungsmechanismen von me-
torischen Sicherheitsforschung. Deren Ergebnisse
chanischen Ausrüstungen in Kernkraftwerken
gehen teils unmittelbar in Richtlinien und Einzel
geschaffen. Sie integriert die Daten aus den
entscheide des ENSI ein. Im weiteren Sinne die-
früheren Projekten OPDE (Rohrleitungsschä-
nen die Projekte der Ausbildung und dem Kom-
den) und SCAP (Spannungsrisskorrosion an ver-
petenzerhalt beim ENSI und seinen Experten. Und
schiedenen Komponenten).
schliesslich leistet das Forschungsprogramm Bei-
3. Das ENSI beschäftigt sich seit geraumer Zeit
träge an zahlreiche internationale Projekte, die
intensiv mit externen Ereignissen, im For-
in der Schweiz alleine nicht durchgeführt werden
schungsbereich seit 2010 insbesondere mit Erd-
könnten. Hierdurch wird der für die nukleare Si-
beben, Flugzeugabstürzen und energiereichen
cherheit ausserordentlich wichtige internationale
Überspannungen im Hochspannungsnetz. Mit
Austausch gefördert.
der Expertengruppe Starkbeben beim Schwei-
Das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor
zerischen Erdbebendienst verstärkt das ENSI
schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche:
seine Kompetenz in diesem sicherheitsrele-
1. Der Themenbereich Brennstoffe und Mate-
vanten Bereich. Neu im Forschungsprogramm
rialien beschäftigt sich mit dem Reaktorkern
ist zudem das internationale Projekt IMPACT,
sowie den gestaffelten Barrieren für den Ein-
das die Auswirkungen von Flugzeugabstürzen
schluss der radioaktiven Stoffe. Die in diesem
auf die Tragwerke von Gebäuden untersucht.
Bereich untersuchten Prozesse der Alterung
4. Der Einfluss von Operateurhandlungen auf
von Strukturmaterialien sind entscheidend für
Störfälle in Kernkraftwerken steht bei den
den Langzeitbetrieb der bestehenden Kern-
menschlichen Faktoren im Mittelpunkt. Da-
kraftwerke. Die Projekte Bruchmechanik und
bei geht es vor allem um die Zuverlässigkeit des
KORA lieferten wesentliche Beiträge für die
Verhaltens von Bedienpersonal unter verschie-
neue ENSI-Richtline B01 zur Alterungsüberwa-
denen Bedingungen. Ein weiterer Schwerpunkt
chung. Bei den Brennstoffen geht es vor allem
ist der Einfluss der Kontrollraumgestaltung auf
um die Beanspruchung der Brennstab-Hüll-
die Leistung der Operateure.
rohre durch verschiedene Mechanismen. Ein
5. Systemverhalten und Störfallabläufe in
besonderes Augenmerk liegt hier auf den zu-
Kernkraftwerken werden ausgehend vom Nor-
nehmend hohen Abbränden.
2. Die Projekte der OECD zu internen Ereignis-
malbetrieb bis hin zu Kernschmelz-Unfällen
analysiert. Dazu werden Computermodelle er-
sen und Schäden fördern den internationa-
stellt und mit Hilfe von Experimenten validiert.
len Erfahrungsaustausch über Störfälle sowie
Zunehmend werden verschiedene Modelle und
Schäden an Komponenten, die Störfälle auslö-
Rechencodes gekoppelt, um das Anlageverhal-
sen oder ungünstig beeinflussen können. Dazu
ten umfassender simulieren zu können. Das
werden themenspezifische Datenbanken – bei-
gilt insbesondere für das Projekt PASSPORT. Als
5
Folge der Sistierung der KKW-Neubauprojekte
shima Dai-ichi eine Vielzahl von Hilfsanlagen,
wurde dieses Projekt auf die Kopplung von Vor-
Wasserfassungen, Rohrleitungen etc. zerstört.
gängen in Reaktoranlage und Containment be-
Dadurch versagten die Strom- und Kühlwasser-
stehender Kernkraftwerke ausgerichtet.
versorgung am Standort. Trotz Notfallmanage-
6. Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah-
mentmassnahmen konnten bei vier der sechs
lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik
Reaktorblöcke von Fukushima Dai-ichi schwe-
über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwick-
re Schäden nicht vermieden werden. Es kam
lung neuer Analysemethoden für Radionukli-
zu erheblichen Freisetzungen von Radioakti-
de. Zudem trägt die Mitarbeit an internationa-
vität in die Umwelt, der Unfall wurde deswe-
len Normen zur länderübergreifenden Harmo-
gen auf der höchsten Stufe 7 der Ereignisskala
nisierung von Methoden im Strahlenschutz bei.
7. Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss
INES klassiert. Die Umgebung des Kraftwerksstandorts wurde weiträumig evakuiert.
dem Sachplan geologische Tiefenlager wird
Das ENSI hat den Unfall mit einer internen, in-
auch die Forschung im Themenbereich Ent-
terdisziplinären Gruppe vertieft analysiert, um
sorgung immer wichtiger. Neben der Untersu-
daraus allfällige Schlüsse für die Sicherheit der
chung des Wirtsgesteins Opalinuston im Felsla-
Kernkraftwerkanlagen in der Schweiz zu ziehen.
bor Mont Terri spielen die Auslegung und Über-
Die Ergebnisse wurden in Form von vier Berich-
wachung von Tiefenlagern, die Eigenschaften
ten zwischen August und Dezember 2011 veröf-
der radioaktiven Abfälle, deren Gasentwicklung
fentlicht (http://www.ensi.ch/de/dossiers/fukus-
sowie der Einfluss von möglichen zukünftigen
hima-2/). Die wichtigsten übergeordneten Leh-
Gletschern eine Rolle. Das ENSI unterstützt neu
ren können in folgenden fünf Punkten zusam-
ein Projekt der Universität Bern, das die langfri-
mengefasst werden:
stige Landschaftsentwicklung im Alpenvorland
❚ An erster Stelle steht eine korrekt auf das lo-
betrachtet, und verstärkt sein Engagement bei
kale Gefährdungsprofil abgestimmte Ausle-
einer OECD-Arbeitsgruppe, die sich mit der Ent-
gung jedes Kernkraftwerks. Denn diese be-
sorgung radioaktiver Abfälle in Tongesteinen
stimmt massgeblich die Robustheit der An-
befasst.
lage, indem sie bereits die Entstehung eines
schweren Unfalls verhindert. Die Gefähr-
Lehrreiche Vorkommnisse in
ausländischen Kernanlagen
dungsannahmen müssen regelmässig für jeden Standort gemäss dem Stand von Wissenschaft und Technik neu überprüft und definiert werden.
Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger
❚ Für die Beherrschung eines sich dennoch
Bestandteil der Betriebserfahrung. Sie liefern kon-
entwickelnden Unfalls und für die Begren-
krete Hinweise auf Schwachstellen und Verbesse-
zung von dessen Auswirkungen müssen alle
rungsmöglichkeiten in sämtlichen Bereichen der
notwendigen Notfall-Einrichtungen und
Auslegung und des Betriebs. Über die Vorkomm-
-Prozeduren verfügbar sein. Diese umfassen
nisse in Schweizer Kernanlagen berichtet das ENSI
insbesondere
im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht ist
Einrichtungen zur Verhinderung von Wasser-
eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer
stoff-Explosionen,
gefilterte
Containment-
Ereignisse beschrieben. Sie wurden analysiert mit
Druckentlastung und adäquate technische
dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernanla-
Entscheidungshilfen für das Unfallmanage-
gen zu überprüfen. Demnach sind die wichtigsten
ment (Severe Accident Management Guidance
Ergebnisse aus Sicht des ENSI folgende:
SAMG). Das Unfallmanagement muss darauf
− Der Unfall von Fukushima war das mit Abstand
wichtigste Vorkommnis im Jahre 2011. Am 11.
6
Notstrom-Dieselgeneratoren,
ausgerichtet sein, auch unter erschwerten äusseren Bedingungen alle Betriebszustände so-
März ereignete sich an der Nordostküste Japans
wie sämtliche Phasen eines schweren Unfalls
das stärkste bisher registrierte Erdbeben in der
abzudecken. Dazu gehört auch ein lang an-
Geschichte Japans. Alle betroffenen Kernkraft-
dauernder Ausfall sämtlicher Wechselstrom-
werke haben die unmittelbaren Einwirkungen
quellen und der letzten Wärmesenke. Dafür
des Erdbebens gut überstanden. Der vom Erd-
nötige Ausrüstung muss auch extern gelagert
beben ausgelöste Tsunami hat aber anschlies-
sein und zum Beispiel mittels Helikoptern an
send auf dem Areal des Kernkraftwerks Fuku
den Einsatzort transportiert werden können.
❚ Das Notfallmanagement ausserhalb der An-
INES 2. Die Schweizer Kernkraftwerke haben
lage muss ebenfalls auch unter erschwerten
die Übertragbarkeit des französischen Befundes
Bedingungen wie einer zerstörten Infrastruk-
überprüft und einzelne zusätzliche Massnah-
tur funktionieren und dementsprechend vor-
men eingeleitet.
bereitet sein. Für den Schutz der Bevölkerung
müssen klare Vorkehrungen getroffen sein,
eine allfällige Evakuation der Kraftwerksum-
Internationale Zusammenarbeit
gebung muss gut durchdacht und klar geregelt sein.
❚ Die internationale Kooperation im Nukle-
Durch die Zusammenarbeit mit internationalen Organisationen und ausländischen Aufsichtsbehör-
arbereich muss verbessert werden. Nötig sind
den stellt das ENSI sicher, dass die Schweiz im Be-
insbesondere mehr Verbindlichkeit der inter-
reich der nuklearen Sicherheit den internationalen
nationalen Vorgaben und mehr Transparenz,
Standard erfassen und in die eigene Aufsicht um-
ohne die vorhandene Abkommen wenig Wir-
setzen kann. Das ENSI pflegt die Zusammenarbeit
kung entfalten.
❚ Zentral für die nukleare Sicherheit sind die Si-
insbesondere mit der IAEA, der OECD/NEA, der
WENRA und im Rahmen von bilateralen Abkom-
cherheits- und Aufsichtskultur. Sie basieren
men unter anderem mit Frankreich, Deutschland,
wesentlich auf der Unternehmenskultur der
Österreich und den USA. Das ENSI bringt die in der
Beaufsichtigten und der Unabhängigkeit der
Schweiz geltenden hohen Anforderungen an die
Aufsicht, aber auch auf länderspezifischen
nukleare Sicherheit in die internationalen Harmo-
kulturellen Faktoren. Eine hinterfragende Hal-
nisierungsbestrebungen ein.
tung ist bei allen Beteiligten zu fördern.
Der Unfall von Fukushima prägte auch die interna-
− Nach dem Versagen eines Notstrom-Dieselge-
tionale Zusammenarbeit im Berichtsjahr. IAEA und
nerators im französischen Kernkraftwerk Bla-
NEA veranstalteten Ministerialkonferenzen, an de-
yais ergab dessen Untersuchung eine vorzei-
nen Konsequenzen und erste Lehren des Unfalls
tige Qualitätsverschlechterung der Pleuellager-
diskutiert wurden. Der von der IAEA verabschie-
schalen des Motors, mit der auch bei anderen
dete Aktionsplan greift die Anliegen der Schweiz
Notstrom-Dieselgeneratoren gerechnet werden
auf, darunter insbesondere periodische interna-
muss. Pleuellagerschalen dieses Typs sind in Ge-
tionale Überprüfungen der nuklearen Sicherheit
neratoren von acht französischen Kernkraftwer-
in den Kernenergieländern und die Transparenz
ken im Einsatz. Bei den Blöcken 3 und 4 des KKW
von deren Resultaten; allerdings sollen die Mass-
Tricastin sind im Unterschied zu den anderen be-
nahmen weiterhin freiwillig von den Einzelstaaten
troffenen Standorten alle Generatoren damit
durchgeführt werden.
ausgestattet, was die Aufsichtsbehörde ASN mit
ENSI-Direktor Hans Wanner übernahm im Herbst
INES 2 bewertete. Die übrigen sieben Fälle wur-
2011 den Vorsitz der WENRA, die massgeblich an
den mit INES 1 bewertet. In der Schweiz sind
der Entwicklung des EU-Stresstests beteiligt war.
ausschliesslich im Kernkraftwerk Gösgen (KKG)
Das ENSI verpflichtete die schweizerischen Kern-
Dieselmotoren desselben Herstellers im Einsatz,
kraftwerke zur Beteiligung am Stresstest und
nicht aber Pleuellagerschalen des fehlerhaften
reichte der EU fristgerecht Ende Dezember den
Typs. Das KKG weitete dennoch vorsorglich Mo-
Schweizer Länderbericht ein.
toröl-Analysen an den Generatoren aus, um all-
Das ENSI liess sich im November im Rahmen einer
fällige Schäden frühzeitig zu erkennen. Der Her-
IRRS-Mission der IAEA überprüfen. Während zwei
steller leitete Motortests ein, welche vom KKG
Wochen untersuchten 24 Experten aus 14 Natio-
und vom ENSI verfolgt werden.
nen, ob die Schweizer Nuklearaufsicht den IAEA-
− Bei den Blöcken 2 und 3 des französischen
Vorgaben entspricht. Sie kamen zu einem posi-
Kernkraftwerks Cattenom wurde im Zuge ei-
tiven Ergebnis, das insgesamt 19 «Good Practices»,
ner Inspektion im Dezember festgestellt, dass
also vorbildlichen Lösungen, umfasst. Sie machten
die Einspeiseleitung für die Kühlung der Brenn-
aber auch konstruktive Empfehlungen und Vor-
element-Lagerbecken nicht mit Öffnungen zur
schläge für weitere Verbesserungen, an denen das
Strömungsunterbrechung versehen war. Diese
ENSI bereits arbeitet.
sollen verhindern, dass aufgrund von Fehlern
Im April fand in Wien die 5. Überprüfungskonfe-
unzulässig viel Wasser aus dem Becken abge-
renz der Convention on Nuclear Safety CNS (Si-
saugt werden kann. Die ASN bewertete dies mit
cherheit von Kernkraftwerken) statt. Die bereits
7
im August 2010 eingereichten Berichte der Vertragsstaaten wurden dabei im Rahmen von Ländergruppen diskutiert. Dabei erhielt die Schweiz
Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen
der nuklearen Aufsicht
gute Noten, insbesondere für die gesetzlich vorgeschriebene Nachrüstpflicht der Kernkraftwerke
Das bestehende Regelwerk wird den Anforde-
entsprechend dem Stand der Nachrüsttechnik. Bei
rungen der neuen Kernenergiegesetzgebung an-
der Konferenz wurde beschlossen, Ende August
gepasst und gleichzeitig mit den internationalen
2012 eine ausserordentliche Konferenz durch-
Standards abgestimmt. Diese Arbeiten wurden
zuführen, die sich mit den Lehren aus dem Un-
auch im Jahr 2011 weitergeführt. Das ENSI revi-
fall von Fukushima befassen wird. Im Hinblick auf
dierte eine bestehende Richtlinie zur periodischen
die im Mai 2012 stattfindende 4. Überprüfungs-
Berichterstattung der Kernanlagen. Es verabschie-
konferenz zur Joint Convention (Sicherheit abge-
dete drei neue Richtlinien, die sich auf die sicher-
brannter Brennelemente und radioaktiver Abfäl-
heitstechnische Klassierung für bestehende Kern-
le) reichte das ENSI Ende Oktober fristgerecht den
kraftwerke, die Altersüberwachung von Kernanla-
Schweizer Länderbericht bei der IAEA ein.
gen sowie die Ermittlung und Aufzeichnung der
Dosis strahlenexponierter Personen beziehen. Am
1. November 2011 traten zudem vom Bundesrat
vorgenommene Anpassungen der Verordnung
über das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSIV) in Kraft; diese betreffen die Anforderungen an die Unabhängigkeit der Mitglieder des
ENSI-Rats.
8
Résumé
Recherche en matière de sécurité
nucléaire
cer une influence défavorable. On élabore pour
cela des banques de données spécifiques par
exemple à l’endommagement des tuyaute-
Dans sa gestion de la tâche de surveillance des ins-
ries, à des incendies ou des défaillances d’ori-
tallations nucléaires, l’IFSN se doit de toujours être
gine commune, ce qui permet d’évaluer systé-
au niveau le plus récent de la science et de la tech-
matiquement les expériences de fonctionne-
nique. C’est pourquoi elle soutient et coordonne
ment correspondantes de nombreux pays. Le
des projets dans le cadre de la recherche en ma-
nouveau projet CODAP de l’OCDE permet de
tière de sécurité nucléaire. Une partie des résul-
créer une vue d’ensemble plus large des méca-
tats ainsi obtenus sont directement appliqués dans
nismes de vieillissement et d’endommagement
des directives et des décisions de l’IFSN. Dans un
des équipements mécaniques des centrales nu-
sens plus large, ces projets permettent à l’IFSN et
cléaires. Cette vue d’ensemble intègre les don-
à ses experts d’acquérir une meilleure formation
nées des précédents projets OPDE (endomma-
et de maintenir leurs compétences. Enfin, le pro-
gement des tuyauteries) et SCAP (corrosion fis-
gramme de recherche contribue à de nombreux
surante sous tension de différents composants).
projets internationaux qui ne pourraient pas être
3. L’IFSN voue depuis un certain temps une at-
réalisés seulement en Suisse. Un échange interna-
tention soutenue aux événements externes
tional extrêmement important pour la sécurité nu-
et s’occupe depuis 2010 de recherche notam-
cléaire se trouve ainsi encouragé.
ment sur les séismes, les accidents d’avion et les
Le programme «Recherche en matière de sécuri-
surtensions fortes dans le réseau haute tension.
té nucléaire» s’organise autour de sept domaines
Avec le groupe d’experts «Starkbeben» (Forts
thématiques:
séismes) du Service Sismologique Suisse, l’IFSN
1. Le domaine des combustibles et matériaux
renforce ses compétences dans ce domaine im-
concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar-
portant pour la sécurité. Par ailleurs, le projet
rières de sécurité échelonnées visant le confine-
international IMPACT est un nouveau projet du
ment des substances radioactives. Les proces-
programme de recherche: il analyse les effets
sus du vieillissement des matériaux de structure
d‘accidents d’avion sur la structure porteuse de
analysés ici sont déterminants pour le fonction-
bâtiments importants pour la sécurité.
nement à long terme des centrales nucléaires
4. L’influence qu’exerce l’action des opérateurs
existantes. Les projets KORA et de mécanique
sur les pannes dans les centrales nucléaires est
de la rupture ont contribué de manière essen-
au centre des facteurs humains. Il s’agit ici es-
tielle à la nouvelle directive B01 de l’IFSN sur
sentiellement de la fiabilité du comportement
la surveillance du vieillissement. Pour les com-
du personnel de service dans différentes condi-
bustibles, il s’agit surtout de la contrainte des
tions. L’influence de la configuration de la salle
gaines de combustible par différents méca-
des commandes sur la performance des opéra-
nismes. Une attention particulière est accordée
ici aux taux de combustion toujours plus élevés.
teurs est un autre élément important.
5. Le comportement du système et les méca-
2. Les projets de l’OCDE sur les événements in-
nismes de progression des incidents dans
ternes et les dommages favorisent l’échange
les centrales nucléaires sont analysés tant en
d’expériences international en matière de dé-
fonctionnement normal qu’en cas d’accident
faillances et d’endommagement des compo-
de fusion du cœur. On élabore pour cela des
sants pouvant provoquer des incidents ou exer-
modèles informatiques validés à l’aide d’expé-
9
riences. Les modèles et les codes de calcul sont
lysés dans le but d’en vérifier la pertinence pour les
toujours plus couplés les uns aux autres pour si-
installations nucléaires suisses. L’IFSN en a tiré les
muler de manière plus complète le comporte-
conclusions les plus importantes suivantes:
ment de l’installation. Cela s’applique notam- − L’accident de Fukushima a été de loin l’événement au projet PASSPORT. Suite à la suspension
ment le plus important de l’année 2011. Le
des projets de nouvelles constructions de cen-
11 mars, la côte nord-est du Japon a été frap-
trales nucléaires, ce projet s’est orienté sur le
pée par le séisme le plus fort de l’histoire du Ja-
couplage de processus ayant lieu dans l’instal-
pon jamais enregistré. Toutes les centrales nu-
lation du réacteur et l’enceinte de confinement
cléaires touchées ont bien supporté les consé-
des centrales nucléaires existantes.
quences immédiates du séisme. Mais le tsuna-
6. Les travaux de mise en œuvre dans le domaine
mi déclenché par le tremblement de terre a en-
de la protection contre le rayonnement vont
suite détruit sur l’aire de la centrale nucléaire de
de la technique de mesure du rayonnement au
Fukushima Dai-ichi de nombreuses installations
développement de nouvelles méthodes d’ana-
auxiliaires, prises d’eau, tuyauteries, etc., entraî-
lyse des radionucléides, en passant par l’aéro-
nant la défaillance de l’approvisionnement en
radiométrie. Par ailleurs, la participation à l’éla-
électricité et en eau de refroidissement sur le
boration de normes internationales contribue à
site. Malgré des mesures de gestion d’urgence,
l’harmonisation des méthodes de radioprotec-
de très lourds dégâts dans quatre des six réac-
tion.
teurs de Fukushima Dai-ichi n’ont pas pu être
7. L’avancement de la procédure du plan sec-
évités. Il s’en est ensuivi de considérables re-
toriel «Dépôts en couches géologiques pro-
lâchements de radioactivité dans l’environne-
fondes» confère toujours plus d’importance
ment et l’accident a été classé au niveau maxi-
à la recherche dans le domaine de la gestion
mal 7 de l’échelle INES. La zone du site de la
nucléaire. Outre l’étude de la roche d’accueil
centrale a été très largement évacuée.
«argiles à Opalinus» au laboratoire souterrain
L’IFSN a procédé avec un groupe interne inter-
du Mont Terri, le dimensionnement et la sur-
disciplinaire à une analyse approfondie de l’acci-
veillance des dépôts profonds, les caractéris-
dent pour en tirer d’éventuelles conclusions pour
tiques des déchets radioactifs, leur dégagement
la sécurité des installations nucléaires en Suisse.
gazeux ainsi que l’influence d’éventuels futurs
Les résultats ont été publiés entre août et dé-
glaciers jouent un rôle important. L’IFSN sou-
cembre 2011 dans quatre rapports (http://www.
tient maintenant un projet de l’Université de
ensi.ch/fr/dossiers-2/fukushima/). Les enseigne-
Berne qui considère l’évolution à long terme
ments majeurs les plus importants peuvent être
du paysage dans les Préalpes et renforce son
engagement auprès d’un groupe de travail de
récapitulés dans les cinq points suivants :
❚ Un dimensionnement correct de chaque
l’OCDE s’occupant de la gestion des déchets ra-
centrale nucléaire, adapté au profil local de
dioactifs dans des roches d’argile.
risques est primordial. Il détermine en effet
largement la robustesse de l’installation en
Evénements instructifs survenus
dans des installations nucléaires
de l’étranger
empêchant l‘occurrence même d’un accident
grave. Les hypothèses de risques doivent être
régulièrement examinées et redéfinies pour
chaque site en fonction de l’état de la science
et de la technique.
Les événements qui se produisent dans des instal-
❚ Toutes les installations et procédures d’ur-
lations nucléaires constituent un élément impor-
gence nécessaires doivent être disponibles
tant de l’expérience d’exploitation. Ils apportent
pour maîtriser un accident qui se produit tou-
des informations concrètes sur les points faibles et
tefois et pour en limiter les effets. Il s’agit no-
les améliorations possibles dans tous les domaines
tamment des générateurs diesels de secours,
du dimensionnement et de l’exploitation. Les évé-
des dispositifs empêchant les explosions d’hy-
nements qui surviennent dans les installations nu-
drogène, de la décompression filtrée de l’en-
cléaires suisses sont consignés dans le rapport de
ceinte de confinement et des aides à la dé-
surveillance de l’IFSN. Le présent rapport décrit
cision techniques adéquates pour la gestion
quelques événements particulièrement instructifs
d’accident (Severe Accident Management
survenus à l’étranger. Ces événements ont été ana-
Guidance SAMG). La gestion d’accident doit
10
être conçue de sorte à couvrir tous les états
moteur aux générateurs pour identifier très tôt
de marche ainsi que toutes les phases d’un
d’éventuels dommages. Le fabricant a introduit
accident grave, même dans des conditions
extérieures plus difficiles. Une défaillance
des tests de moteur suivis par la CNG et l’IFSN.
− Dans les tranches 2 et 3 de la centrale nucléaire
persistante de l’ensemble des sources de cou-
française de Cattenom, il a été constaté au cours
rant alternatif et de la source froide ultime en
d’une inspection en décembre que les tuyaute-
font aussi partie. Les équipements pour cela
ries de refroidissement des piscines d’entrepo-
nécessaires doivent être stockés également à
sage des combustibles n’étaient pas pourvues
l’extérieur et pouvoir être par exemple trans-
d’orifices permettant l’interruption de l’écoule-
portés par hélicoptère sur le lieu d’interven-
ment. Ces derniers doivent permettre d’empê-
tion.
cher une vidange trop importante de la piscine
❚ La gestion d’urgence à l’extérieur de l’ins-
en cas de problème. L’ASN a classé l’événement
tallation doit être opérationnelle et préparée
au niveau 2 de l’échelle INES. Les centrales nu-
en conséquence, même dans des conditions
cléaires suisses ont vérifié si le constat en prove-
aggravées telles qu’une infrastructure dé-
nance de France pouvait s’appliquer à la Suisse et
truite. Concernant la protection de la popu-
introduit certaines mesures en plus.
lation, des mesures claires doivent être prises
et une éventuelle évacuation de la zone de la
centrale doit être mûrement réfléchie et clai-
Coopération internationale
rement réglée.
❚ La coopération internationale dans le do-
En coopérant avec des organisations internatio-
maine nucléaire doit être améliorée. Il faut no-
nales et des autorités de surveillance de l’étranger,
tamment que les définitions internationales
l’IFSN s’assure qu’en matière de sécurité nucléaire,
soient plus contraignantes, il faut aussi plus
la Suisse atteigne le niveau international et l’ap-
de transparence pour que les accords exis-
plique à la surveillance. L’IFSN veille à une bonne
tants aient davantage d’effets.
coopération en particulier avec l’AIEA, l’AEN de
❚ La culture de la sécurité et de la sur-
l’OCDE, la WENRA, ainsi que dans le cadre d’ac-
veillance est capitale pour la sécurité nu-
cords bilatéraux avec notamment la France, l’Alle-
cléaire. Elle se base essentiellement sur la
magne, l’Autriche et les Etats-Unis. L’IFSN contri-
culture d’entreprise de ceux qui sont surveillés
bue aux efforts d’harmonisation internationaux en
et sur l’indépendance de la surveillance, mais
apportant les exigences élevées posées à la sécuri-
aussi sur des facteurs culturels spécifiques à
té nucléaire en Suisse.
chaque pays. Il faut aussi encourager tous les
Au cours de l’exercice sous revue, l’accident de
intervenants à s’interroger.
Fukushima a marqué aussi la coopération interna-
− L’analyse de l’anomalie générique d’un généra-
tionale. L’AIEA et l’AEN de l’OCDE ont organisé des
teur diesel de secours constatée dans la centrale
conférences ministérielles au cours desquelles il a
nucléaire française de Blayais a révélé une dé-
été discuté des conséquences et des premiers en-
térioration prématurée de la qualité du coussi-
seignements de l’accident. Le plan d’action adopté
net de tête de bielle du moteur. Il faut en tenir
par l’AIEA reprend les préoccupations de la Suisse
compte aussi pour d’autres générateurs diesel
avec notamment les réexamens périodiques inter-
de secours. Des coussinets de tête de bielle de
nationaux de la sécurité nucléaire dans les pays
ce type sont utilisés dans les générateurs de huit
producteurs d’énergie nucléaire et la transparence
centrales nucléaires françaises. Dans les tranches
de leurs résultats; les mesures continueront toute-
3 et 4 de la centrale nucléaire de Tricastin, tous
fois d’être réalisées par chaque Etat sur une base
les générateurs en sont équipés, contrairement
volontaire.
aux autres sites concernés, ce que l’autorité de
A l’automne 2011, le directeur de l’IFSN Hans
surveillance ASN a classé au niveau 2 de l’échelle
Wanner a repris la présidence de WENRA qui avait
INES. Les sept autres cas ont été classés au ni-
participé de manière déterminante au développe-
veau 1. En Suisse, seule la centrale nucléaire de
ment des tests de résistance de l’UE. L’IFSN a en-
Gösgen (CNG) utilise des moteurs diesels du
gagé les centrales nucléaires suisses à participer à
même fabricant, mais pas de coussinets de tête
ces tests de résistance et présenté dans les délais
de bielle du type défectueux. La CNG a pourtant
fin décembre le rapport de synthèse national de la
étendu préventivement les analyses d’huile de
Suisse à l’UE.
11
L’IFSN a été contrôlée en novembre dans le cadre
d’une mission IRRS de l’AIEA. Pendant deux semaines, 24 experts de 14 pays différents ont ana-
Changements et développement
des bases de la surveillance
nucléaire
lysé si la surveillance nucléaire suisse correspondait
aux définitions de l’AIEA. Ils sont parvenus à un ré-
Le règlement en place est adapté aux exigences
sultat positif totalisant 19 «Good Practices», donc
de la nouvelle législation sur l’énergie nucléaire et,
des solutions exemplaires. Mais ils ont fait aussi
dans le même temps, harmonisé aux normes in-
des recommandations et propositions construc-
ternationales. Ces travaux se sont poursuivis aussi
tives pour de nouvelles améliorations sur lesquelles
tout au long de l’année 2011. L’IFSN a révisé une
l’IFSN travaille déjà.
directive sur le compte rendu périodique des ins-
réunion d’examen de la Convention sur
tallations nucléaires. Elle a adopté trois nouvelles
la sûreté nucléaire CNS (Sécurité des centrales
directives concernant le classement en matière
La 5
ème
nucléaires) s’est déroulée en avril à Vienne. Les
de sécurité des centrales nucléaires existantes, la
comptes-rendus des Etats contractants déjà pré-
surveillance du vieillissement des installations nu-
sentés en août 2010 ont été discutés ici dans le
cléaires, ainsi que l’évaluation et l’enregistrement
cadre de groupes nationaux. La Suisse a été bien
de la dose des personnes exposées aux radiations.
notée, notamment pour l’obligation légale de réé-
Par ailleurs, des adaptations de l’Ordonnance
quipement de ses centrales nucléaires conformé-
sur l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire
ment à l’état de la technique de rééquipement.
(OIFSN) faites par le Conseil fédéral sont entrées en
Lors de la conférence, il a été décidé de réaliser fin
vigueur le 1er novembre 2011; elles concernent les
août 2012 une conférence extraordinaire sur les
exigences posées à l’indépendance des membres
enseignements de l’accident de Fukushima. Dans
du conseil de l’IFSN.
l’optique de la 4
ème
réunion d’examen sur la Joint
Convention (Sécurité des assemblages combustibles usés et des déchets radioactifs) qui a eu lieu
en mai 2012, le rapport de synthèse national de
la Suisse a été remis dans les délais fin octobre à
l’AIEA.
12
Summary
Regulatory research into safety
numerous countries. CODAP is a new OECD
project that will provide a more comprehensive
In order to carry out its regulatory responsibili-
overview of the ageing and degradation mech-
ties for nuclear facilities, it is essential that ENSI re-
anisms affecting mechanical equipment in nu-
mains informed of the latest developments in sci-
clear power plants. It will include data from the
ence and technology. Hence, it supports and co-
previous projects OPDE (Piping Failure Data Ex-
ordinates research into regulatory safety. Some of
change Project) and SCAP (Stress Corrosion
the findings from this research feed directly into
Cracking and Cable Ageing Project for a range
the guidelines and individual decisions issued by
of components).
ENSI. On a more general level, research projects
3. For some time, ENSI has given considerable at-
provide training and thereby ensure that ENSI and
tention to external events and since 2010 it
its experts possess the required expertise. Finally,
has been conducting research into earthquakes,
the ENSI research programme includes contribu-
plane crashes and energy-rich surges in the
tions to many international projects that Switzer-
high-voltage network. Working with the expert
land could not conduct on its own. This in turn en-
group from the Swiss Seismological Service
courages the international exchange of expertise
looking at strong earthquakes, ENSI is strength-
that is so crucial to nuclear safety.
ening its expertise in an area that has a partic-
The ENSI «Research into Regulatory Safety» Pro-
ular relevance to safety. Another new research
gramme is divided into seven main areas:
project is IMPACT, an international project look-
1. Fuels and materials: this research relates to
the reactor core and the multiple barriers used
ing at the effects of plane crashes on building
structures.
for the containment of radioactive materials.
4. The effect of operator behaviour on accidents
Research into the ageing mechanisms affecting
in nuclear power plants is a central element of
structural materials is vital for the long-term
research into human factors. This research is
operation of existing nuclear power plants. The
looking primarily at the reliability of operator
«Fracture Mechanics» and «KORA» Projects
behaviour under various conditions but is also
are supplying essential information for the new
focussing on the influence of control room lay-
ENSI Guidelines B01 on the monitoring of age-
out on the performance of operating staff.
ing processes. The research into fuels is look-
5. Analysis of system behaviour and accident
ing primarily at stresses on fuel rod cladding
sequences in nuclear power plants – in condi-
caused by a range of mechanisms, with par-
tions ranging from normal operations through
ticular attention on the increasingly high burn-
to accidents involving core melt-down: As part
up rates.
of this research, computer models are being
2. The OECD Projects on internal events and
developed and validated by means of experi-
damage encourage international exchange of
ments. Increasingly, various models and com-
experience on accidents and component dam-
puter codes are being combined in order to
age, which can trigger accidents or have a det-
provide a more comprehensive simulation of
rimental effect. For this purpose, specialist da-
plant behaviour. This is particularly the case
tabases are being created, e.g. on pipe damage,
with the PASSPORT Project. Following the de-
fire damage or so-called common cause er-
cision to suspend the projects to construct new
rors. These databases will facilitate a systematic
nuclear power plants, PASSPORT has been rea-
analysis of relevant operating experience from
ligned and is now dedicated to coupled proc-
13
esses between reactor systems and the contain-
iary units, water-supply systems, piping, etc. at
ment in existing nuclear power plants.
Fukushima Dai-ichi. The on-site power and cool-
6. Applied research in the field of radiological
ant supply failed and despite emergency man-
protection ranges from the technology used
agement measures, it was impossible to avoid
to measure radiation to aero-radiometry and
serious damage to four of the six reactor units
the development of new methodologies for ra-
at Fukushima Dai-ichi. The resultant release of
dionuclide analyses. In addition, the involve-
radiation into the environment was significant
ment of ENSI in the development of interna-
and the accident was classified as level 7, the
tional norms is contributing to the cross-border
highest on the INES Scale. The area around the
harmonisation of radiological protection meth-
power station was largely evacuated.
ods.
ENSI established an internal, inter-disciplinary
7. With work continuing on the procedures speci-
group to conduct an in-depth analysis of the
fied in the Sectoral Plan for deep geological re-
accident in order to identify whether it could
positories, research into disposal is of increas-
have implications for the safety of nuclear pow-
ing importance. In addition to the ongoing re-
er plants in Switzerland. The results were pub-
search at the Mont Terri Rock Laboratory into
lished in four reports between August and De-
Opalinus Clay as a host rock, the research in-
cember 2011 (http://www.ensi.ch/de/dossiers/
cludes in this case the design and monitoring of
fukushima-2/). The five main lessons are as fol-
deep repositories, the properties of radioactive
lows:
waste, the development of gases and the influ-
❚ First and foremost, the design of any nucle-
ence on possible future glaciers. ENSI is also
ar power plant must accurately reflect the lo-
supporting a new project at the University of
cal hazard profile. To a large extent, this de-
Bern looking at the long-term development of
termines the robustness of each plant and its
the landscape of the northern alpine foreland
ability to prevent a serious accident. The haz-
and is increasing its involvement in an OECD
ard profile assumed for each individual loca-
Working Group dealing with the disposal of ra-
tion must be reviewed regularly and then re-
dioactive waste in clay host rocks.
defined to reflect the current state of science
and technology.
Instructive events from nuclear
facilities abroad
❚ If despite this, an accident does occur, emer-
gency equipment and procedures capable
of limiting its consequences must be available;
in particular this must include emergency die-
Incidents in nuclear facilities are an important el-
sel generators, systems to prevent hydrogen
ement of operational experience as they provide
explosions, filtered containment venting and
tangible evidence of weaknesses and offer the po-
adequate technical decision-making tools for
tential for improvements in all areas of design and
accident management purposes (Severe Acci-
operation. Information on incidents in Swiss nu-
dent Management Guidance SAMG). The ac-
clear facilities is contained in the ENSI Surveillance
cident management must be designed to cov-
Report. The Research and Experience Report pro-
er all operating conditions and all phases of
vides information on a selection of particularly in-
a serious accident, including difficult external
structive incidents in nuclear facilities outside Swit-
conditions. This includes the lengthy failure of
zerland. Incidents are analysed with a view to iden-
all AC sources and the ultimate heat sink. The
tifying any potential relevance to Swiss nuclear fa-
required equipment must also be stored exter-
cilities. From the perspective of ENSI, the main out-
nally and capable of being transported to a lo-
comes were as follows:
− The accident at Fukushima was by far the most
14
cation, for example by helicopter.
❚ The emergency management system out-
important event in 2011. The strongest earth-
side the plant must function even under diffi-
quake ever recorded in the history of Japan oc-
cult conditions such as infrastructure destruc-
curred on 11 March on the North-East coast
tion. It must, therefore be prepared accord-
of Japan. Although the nuclear power plants
ingly. Clear action must be taken to protect
withstood the immediate effects of the earth-
the public and evacuations from the vicinity
quake, the tsunami triggered by the earth-
of the power plant must be well planned and
quake subsequently destroyed numerous auxil-
properly regulated.
❚ International cooperation in the nuclear
field must be improved. In particular, the re-
of nuclear safety. It can then incorporate them into
its own regulatory activities. ENSI maintains par-
quirement to comply with international regu-
ticularly active links with the IAEA, OECD/NEA and
lation must be strengthened and transparency
WENRA and also has a series of bilateral agree-
must be increased. Unless these exist, existing
ments with countries such as France, Germany,
agreements are of little effect.
Austria and the USA. The ENSI contribution to cur-
❚ The safety and surveillance culture is cru-
rent negotiations on increased global harmonisa-
cial to nuclear safety. It is not only based on
tion is based on the stringent nuclear safety stand-
the corporate culture in a regulated facility
ards applicable in Switzerland.
and its independence, but also on cultural factors particular to an individual country. A chal-
The accident at Fukushima also shaped interna-
lenging attitude by all involved, should be en-
tional cooperation during the year under review.
couraged.
The IAEA and NEA organised ministerial confer-
− Investigations following the failure of an emer-
ences to discuss the consequences of the accident
gency diesel generator at the nuclear power
and the initial lessons to be learned from it. An Ac-
plant (NPP) at Blayais in France identified a pre-
tion Plan approved by the IAEA is addressing the
mature deterioration in the quality of the mo-
concerns expressed by Switzerland. They include
tor bearing bushings. It could also be expected
a regular international review of nuclear safety in
that it would occur in other emergency genera-
countries with nuclear power and the need for the
tors. Eight French NPPs were found to be using
results of such reviews to be transparent; although
this type of bearing bushing. In contrast to seven
admittedly, the introduction of measures by indi-
of these locations, the generators in use at Re-
vidual countries remains voluntary.
actors 3 and 4 of the Tricastin NPP were all fitted with this type of bearing bushing. As a re-
In autumn 2011, Hans Wanner, the ENSI Director
sult, ASN, the French Nuclear Safety Authority
General, took over as Chair of WENRA. WENRA is
rated it as INES 2 and the other seven cases as
one of the main advocates of the EU Stress Tests
INES 1. In Switzerland, only the Gösgen nuclear
and ENSI required the participation of all Swiss nu-
power plant (KKG) uses diesel motors from the
clear power plants in these Stress Tests. The report
same manufacturer. However, they were not fit-
for Switzerland was submitted at the end of De-
ted with this type of bearing bushing. Neverthe-
cember 2011 in compliance with the EU deadline.
less, as a precaution KKG has extended its analyses of the engine oil used in the generators so
In November 2011, ENSI was reviewed by an IRRS
that it can identify damage at an early stage. The
Mission from IAEA. For two weeks, 24 experts
manufacturer also tests the motors and these
from 14 countries investigated whether Swiss
tests are monitored by KKG and ENSI.
− During an inspection at the Cattenom nuclear
nuclear surveillance complied with IAEA requirements. The results were positive and ENSI received
power plant in France, it was found that the in- «Good Practice» ratings in 19 areas. However, the
jection pipes for the cooling of the fuel storage
Mission also made constructive recommendations
ponds for Reactors 2 and 3 were not fitted with
and suggestions for further improvements. ENSI is
the required siphon breaker orifices. These ori-
already working on these.
fices are designed to stop excessive water inadvertently being sucked out of the pool as a result
The 5th Review Meeting of the Convention on Nu-
of a fault. ASN rated this event as INES 2. The
clear Safety CNS (safety of nuclear power plants)
Swiss nuclear power plants reviewed the French
was held in Vienna in April. The reports submit-
findings for relevance and introduced some ad-
ted by signatory countries in August 2010 were
ditional measures.
discussed during meetings of the Country Groups.
Switzerland was rated as good, in particular for its
International Cooperation
statutory requirement that nuclear power plants
carry out backfitting measures in line with the latest developments of technology. At the meeting,
By cooperating with international organisations
it was agreed to convene an extraordinary con-
and regulatory bodies, ENSI ensures that Switzer-
ference at the end of August 2012 to discuss les-
land remains abreast of developments in the field
sons learned from the accident at Fukushima. In
15
preparation for the 4th Review Meeting of the Joint
ergy legislation and is harmonised with interna-
Convention (safety of spent fuel and radioactive
tional standards. Work on this task continued in
waste) in May 2012, ENSI submitted the report for
2011. ENSI revised its guideline on regular report-
Switzerland to the IEAE on time at the end of Oc-
ing by nuclear facilities. It also approved three new
tober 2011.
guidelines: safety classification for existing nuclear power plants, ageing management of nuclear facilities and the collection/recording of doses
Current changes and developments in underlying surveillance
principles
Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSIV)
The existing regulatory framework is being re-
to requirements governing the independence of
vised so that it complies with recent nuclear en-
members of the ENSI Board.
of persons exposed to radiation. Amendments by
the Swiss Federal Council to the Ordinance on the
came into force on 1 November 2011; they relate
16
1. Regulatorische
Sicherheitsforschung
Zur Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit ist es
jedes Forschungsprojekt durch einen Experten aus
für das ENSI unerlässlich, im Bereich der nukle-
den ENSI-Fachsektionen begleitet wird. So flies-
aren Sicherheit auf dem Stand von Wissenschaft
sen die im Projekt gewonnenen Erfahrungen in die
und Technik zu sein. Ein wesentliches Element da-
Aufsichtstätigkeit ein und dienen damit direkt der
für ist das Programm «Regulatorische Sicherheits-
nuklearen Sicherheit.
forschung», also die von staatlicher Seite unter-
Im vorliegenden Kapitel fassen die ENSI-Projekt-
stützte Forschung im Bereich der nuklearen Sicher-
begleiter die Forschungsresultate mit besonderem
heit. In diesem Rahmen vergibt und koordiniert das
Blick auf Praxisrelevanz und Zielerreichung für die
ENSI Forschungsaufträge mit folgenden Zielen:
interessierte Öffentlichkeit zusammen. Vor allem
1. Resultate von Forschungsprojekten dienen un-
bei den umfangreicheren Projekten liegen zudem
mittelbar der laufenden Aufsichtstätigkeit. Sie
detaillierte Berichte der Forscher in Anhang A vor.
gehen einerseits in vom ENSI zu erstellende
Richtlinien ein, die rechtliche Anforderungen
in den Bereichen Kernenergie und Strahlen-
1.1 Brennstoffe und Materialien
schutz konkretisieren. Andererseits zieht das
ENSI auch für konkrete Einzelentscheide die Er-
Dieser Themenbereich beschäftigt sich mit dem
gebnisse von Forschungsprojekten als Grundla-
Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der
ge heran.
wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den
2. Die vom ENSI geförderten Forschungsprojekte
Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und
dienen dem Kompetenzerhalt nicht nur inner-
die radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brenn-
halb des ENSI, sondern darüber hinaus auch bei
elemente werden mehrere Jahre im Reaktorkern
Forschungsinstitutionen. Das ENSI fördert mit
eingesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge-
diesen Forschungsprojekten insbesondere die
tauscht werden; beim Brennstoff und den Brenn-
Ausbildung im Bereich der nuklearen Sicher-
stab-Hüllrohren stehen deshalb die Anforde-
heit.
rungen während dem Normalbetrieb und während
3. Nicht zuletzt dienen Forschungsprojekte der
bestimmten Störfällen im Mittelpunkt. Anders ist
internationalen Vernetzung des ENSI und der
dies bei den wenigen nicht austauschbaren Kom-
schweizerischen Forschung. Der internationale
ponenten des Primärkreislaufs, vor allem dem Re-
Austausch ist im Bereich der nuklearen Sicher-
aktordruckbehälter, sowie beim Sicherheitsbehäl-
heit ausserordentlich wichtig. Die Projekte des
ter, dem sogenannten Containment; bei diesen
Forschungsprogramms werden grossteils von
sind vor allem die Prozesse der Materialalterung
Organisationen aus verschiedenen Ländern fi-
entscheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb
nanziert oder zumindest in Kooperation mit in-
der Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass
ternationalen Partnern durchgeführt. So erhält
für alle Anforderungen weiterhin ausreichende Si-
das ENSI auch Resultate, die in der Schweiz al-
cherheitsmargen vorhanden sind.
leine nicht erzielt werden könnten. Dazu muss
das ENSI auch eigene Beiträge leisten können.
Das ENSI ist in über 70 internationalen Gremien
vertreten. In vielen von diesen werden For-
1.1.1OECD Halden Reactor Project –
Bereich Brennstoff- und Material
verhalten
schungsprojekte gesteuert und deren Ergebnisse in internationale Standards umgesetzt.
Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen
Die vom ENSI unterstützten Forschungsprojekte
ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder, Markus
tragen zur Erhaltung und zum Ausbau der hohen
Straub
Sicherheit der Schweizer Kernanlagen bei. Sie er-
Bericht der Forscher im Anhang A
möglichen es, potenzielle Problembereiche zu erkennen, mögliche Verbesserungen zu erarbeiten,
Einleitung
Unsicherheiten zu verringern und Verfahren zu
Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein
verbessern. Zur Strategie des ENSI gehört es, dass
gemeinsames Forschungsprogramm von über
17
100 Wissenschafts-, Behörden- und Industrie-
Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich
organisationen aus 19 Staaten. Es steht un-
Mensch-Technik-Organisation findet sich im Kapi-
ter der Schirmherrschaft der Kernenergieagen-
tel 1.4.1.
tur NEA der OECD und feierte 2008 sein 50-jähtungen: Brennstoff- und Materialverhalten sowie
Projektziele des Berichtsjahres
und wichtige Ergebnisse
Mensch-Technik-Organisation.
riges Bestehen. Das HRP hat zwei Stossrich-
18
Experimentelle
Der Halden-Reaktor war im Jahre 2011 wie ge
Arbeiten werden primär im norwegischen Hal-
plant 190 Tage im Volllast-Betrieb, dabei wurden
den durchgeführt, wo rund 250 wissenschaft-
zwölf Experimente ausgeführt. Zumeist werden
liche Mitarbeitende am Projekt beteiligt sind und
dabei Kernbrennstoff-Anordnungen in sogenann-
ein Versuchsreaktor, eine Werkstatt zur Herstel-
ten Loop Systems bestrahlt, in denen die thermo-
lung instrumentierter Brennstoff-Versuchsanord-
hydraulischen Bedingungen von Leichtwasserre-
nungen, ein Labor zur Interaktion von Mensch
aktoren simuliert werden. Dank ausgeklügelter In-
und Maschine (Man-Machine Laboratory) sowie
strumentierung können zahlreiche Parameter wie
ein Simulationszentrum (Virtual Reality Centre)
Temperaturverlauf
zur Verfügung stehen (Abbildung 1). Forschungs-
und Brennstabverformung während des Versuchs-
einrichtungen in den Mitgliedsländern (z.B. Paul
ablaufs gemessen werden. Andere Daten werden
Scherrer Institut) oder die Nuklearindustrie (z.B.
durch anschliessende Untersuchungen der einge-
Kernkraftwerk Leibstadt) beteiligen sich ebenfalls
setzten Materialien im Hotlabor in Kjeller gewon-
an den Experimenten. Die schweizerischen Part-
nen (sogenannte Post Irradiation Examination PIE).
nerorganisationen des HRP – ENSI, PSI, Kernkraft-
Im Jahre 2011 wurden unter anderen folgende
werksbetreiber – tauschen die Information zum
Versuche durchgeführt:
und ihre Bedürfnisse an das Programm im Rah-
Langfristige Versuche an mit Gadolinium dotiertem
men eines nationalen Komitees aus. Über ihre
Brennstoff haben gezeigt, dass es im Gegensatz
Vertreter in den HRP-Gremien Halden Programme
zu undotiertem Brennstoff zu keiner Nachver-
Group (verantwortlich für die technisch-wissen-
dichtung kommt. Die Schwellraten sind für beide
schaftliche Steuerung des Programms) und Hal-
Brennstoffarten ähnlich. Gadolinium ist ein Neu-
den Board of Management (verantwortlich für
tronenabsorber, der im Laufe des Einsatzes im Re-
die Aufsicht und Strategie des Programms) spei-
aktor verbraucht wird.
sen sie diese Bedürfnisse ins Projekt ein. Das ENSI
Ein Experiment zum nicht-thermischen Kriechen
hat Einsitz im Board of Management, die schwei-
von Uranoxid- und Mischoxid-Brennstoff unter Be-
zerischen Kernkraftwerke und das PSI haben je
strahlung wurde abgeschlossen. Es zielte darauf
einen Vertreter in der Programme Group.
ab, Daten für die Modellierung des Brennstoff-
Die Arbeiten im hier beschriebenen Projektbereich
Verhaltens bei der mechanischen Interaktion zwi-
führen zu grundlegenden Erkenntnissen über die
schen Brennstoff und Hüllrohr (Pellet Cladding Me-
Eigenschaften und das Verhalten von Leichtwas-
chanical Interaction PCMI) zu erhalten. Dabei wur-
serreaktor-Brennstoffen und -Materialien, die lan-
de mit Chrom dotierter Brennstoff und undotierter
ge Zeit im Reaktor im Einsatz sind. Dazu gehö-
Brennstoff verglichen. Nach dem Ende der Brenn-
ren auch Versuche, in denen Kernbrennstoffe
stoff-Verdichtung wurden axiale Spannungen von
schnell wechselnde Druck- und Temperaturbedin-
30, 45 und 60 MPa bei Temperaturen zwischen
gungen durchlaufen, wie sie in Reaktoren bei so-
400 und 800 °C angelegt. Die Kriechrate des mit
genannten Transienten auftreten, beispielswei-
Chrom dotierten Brennstoffs erwies sich als ver-
se infolge eines Kühlmittelverlust-Störfalls. Bei
gleichbar mit der des undotierten Brennstoffs, der
den Kernbrennstoff-Experimenten werden Brenn-
Temperatureinfluss war gering.
stabsegmente in instrumentierte Versuchsanord-
Seit mehreren Jahren läuft eine Versuchsserie zum
nungen eingesetzt und im Halden-Reaktor weiter
Verhalten von hoch abgebrannten Brennstäben
bestrahlt. Die Brennstabsegmente können wäh-
unter Bedingungen, wie sie bei einem Kühlmittel-
rend der Bestrahlung auch Druck- und Tempera-
verlust-Störfall auftreten. Bei einem solchen Stör-
turänderungen ausgesetzt werden, und die Reak-
fall werden die Brennstäbe in relativ kurzer Zeit er-
tion des Brennstoffs und Hüllrohrs auf diese Än-
höhten Druck- und Temperaturbedingungen aus-
derungen wird laufend sowie im Anschluss an den
gesetzt, und beim anschliessenden Wiederbefüllen
Versuch mittels Nachbestrahlungs-Experimenten
des Reaktordruckbehälters werden sie mit kühlem
analysiert.
Wasser abgeschreckt, was zu grossen Material-
oder
Brennstab-Innendruck
Abbildung 1:
Der Standort des OECD
Halden Reactor Projects.
Der Reaktor befindet
sich in einer Kaverne in
den hinten sichtbaren
Felsen (Quelle: Halden
Reactor Project).
spannungen führt. Im Mai 2012 wurde ein Test
erhöhtem pH-Wert, gesteigerter Leistung und so-
mit Brennstoff aus dem Kernkraftwerk Leibstadt
genanntem unterkühltem Sieden untersucht. Un-
durchgeführt (IFA 650.12), der einen Abbrand von
terkühltes Sieden meint die Blasenbildung an der
72 MWd/kg aufwies. Ziel des Versuchs war, das
heissen Hüllrohr-Oberfläche, während das restliche
bei diesen Versuchen typische Aufblähen des Hüll-
Kühlmittel noch nicht die Siedetemperatur erreicht.
rohrs (Ballooning) durch die Druck- und Tempera-
Die Versuche laufen bei einer Stableistung von 33–
turerhöhung gerade so weit zu treiben, dass das
45 kW/m, das Kühlmittel enthält 10 ppm Lithium
Hüllrohr noch nicht versagt. Das PSI unterstützte
und 2–3 ppm Wasserstoff bei einem pH-Wert von
den Versuch mit Vorausrechnungen zum Brenn-
7.4. Im Juni 2011 wurde nach 159 Bestrahlungsta-
stoff-Verhalten. Wie geplant kam es über ca. 730–
gen eine erste Beprobung durchgeführt. Bis dahin
740 °C zu Deformation und Ballooning, der Ver-
hatte sich an den Hüllrohren eine Oxidschicht von
suchsabbruch durch Schnellabschaltung (Scram)
5–10 µm Dicke gebildet.
erfolgte mit noch intaktem Hüllrohr bei einer Temreduzierten Innendruck als Folge der Volumenver-
Bedeutung des Projekts,
Beitrag zur nuklearen Sicherheit
grösserung. Das Hüllrohr versagte jedoch infolge
Die Untersuchung von Kernbrennstoffen und Ma-
von Spannungen in der Abkühlphase, und es trat
terialien aus dem Reaktor unter Bestrahlung ist
Brennstoff aus. Der Brennstab soll nun im Hotlabor
eine Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine
untersucht werden. Interessant ist dabei nicht nur
weltweit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung
der Zustand des Hüllrohrs, sondern auch die Frag-
und Instrumentierung von Experimenten wie auch
mentierung und Verlagerung des Brennstoffs.
bei der Interpretation der Messwerte. Die Resultate
Ein weiteres Versuchsfeld beschäftigt sich mit der
fliessen in Sicherheitsanalysen ein und dienen als
Korrosion des Hüllrohrs und der Hydridbildung
Grundlage für die Validierung der von Brennstoff-
im Hüllrohr-Material durch von aussen eindiffun-
herstellern und Forschungslaboratorien benutzten
dierten Wasserstoff. Ein noch laufendes Experiment
Rechenmodelle zum thermomechanischen Verhal-
untersucht den Einfluss von aggressiveren Kühl-
ten von Brennstoffen mit unterschiedlichen Ab-
mittel-Eigenschaften, verglichen mit denjenigen
bränden. Die Daten zur Spannungsrisskorrosion
in Leistungsreaktoren, auf moderne Zircaloy-Hüll-
von Reaktormaterialien geben Hinweise auf die
rohre. Dabei wird an je vier Segmenten von sechs
Materialalterung und die Anforderungen an die
vorher unbestrahlten Brennstäben die Wirkung von
Alterungsüberwachung.
peratur von etwa 800 °C und einem um etwa 50%
19
Neu vorgeschlagene Versuche und Messungen
den. Während des Einsatzes kommt es an der Aus-
werden von der Halden Programme Group beur-
senseite der Hüllrohre zur Bildung einer oxidierten
teilt und durch Arbeiten in den Partnerländern des
Grenzschicht. Im Rahmen dieses Projekts wurden
Projekts sowie durch Brennstofflieferungen aus
an einigen IFA-638-Hüllrohrproben die Mikrostruk-
Kernkraftwerken unterstützt. Die Steuerung durch
turen der Grenzschicht und ihrer Umgebung mit-
das Dreieck Board of Management, Programme
tels Transmissions-Elektronenmikroskopie (TEM)
Group und Projektleitung ist konsens- und resultat
untersucht. So soll zum besseren Verständnis von
orientiert. Ingesamt wird das HRP dem Ruf als Vor-
Oxidationsvorgängen unter den Bedingungen von
zeigeforschungsprojekt der NEA gerecht.
Druckwasserreaktoren (DWR) beigetragen werden.
Mit dem Engagement des ENSI, des PSI und der
neue Erkenntnisse im Bereich Brennstoff- und Ma-
terialsicherheit und kann ihre eigene Kompetenz
Der Transport von sechs Proben und die Präpara-
auf diesem Gebiet verstärken. Konkret ist das PSI
tion von vier Proben für die TEM-Untersuchungen
bei folgenden Versuchen im Bereich Brennstoff-
wurden erfolgreich durchgeführt. Bei den Pro-
und Materialverhalten beteiligt: Detailuntersu-
ben handelt es sich sowohl um in Leistungsreak-
chungen des Inertmatrix-Brennstoffs (Halden-Ex-
toren vorbestrahltes als auch erst im Halden-Re-
periment IFA-651 IMF/MOX); Modellierung des
aktor bestrahltes Material. 2011 wurden die vier
Stabverhaltens in den Experimenten durch STARS/
präparierten Proben dreier verschiedenen Legie-
LRS (Halden-Experiment IFA-650 LOCA); Korrosi-
rungstypen (M5 frisch/vorbestrahlt, E 635 frisch,
onstest von Druckwasserreaktor-Hüllrohren (Hal-
ZIRLO frisch) elektronenmikroskopisch untersucht.
den-Experiment IFA-638).
Zwei Arten von Ausscheidungen wurden in der
Kernkraftwerke beim HRP gewinnt die Schweiz
Grenzschicht und in ihrer Umgebung festgestellt,
Ausblick
die vom Eisengehalt des Hüllrohrmaterials abhän-
Die Arbeiten des Projekts liegen grösstenteils gut
gen. Dabei zeigte sich, dass in Legierungen mit ho-
im Zeitplan. Mit dem Jahr 2012 geht das HRP in
her Oxidationsresistenz die eisenhaltige Ausschei-
eine weitere Dreijahresperiode, in der neu auch
dung nicht nachweisbar war. Alle Ausscheidungen
das französische Commissariat à l'Energie Ato-
zeigten einen gewissen Grad der Auflösung bei
mique (CEA) und die italienische Agenzia nazio-
Bestrahlung. Dieser Effekt ist im Oxid stärker als
nale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo
im Metall.
economico sostenibile (ENEA) teilnehmen. Nach2010 unter Beteiligung aller Mitgliedsländer disku-
tiert worden war, ergaben sich mit dem Unfall von
Die Oxidation des Hüllrohrs ist ein im Reaktorbe-
Fukushima vom März 2011 zusätzliche mögliche
trieb relevanter Auslegungsparameter. Sie darf
Aspekte wie zum Beispiel neuartige Hüllrohrmate-
bestimmte vorgeschriebene Grenzen nicht über-
rialien oder das Verhalten von Operateuren unter
schreiten und hat bei den in schweizerischen An-
extremen Bedingungen. Diese Themen werden im
lagen erreichten hohen Abbränden besondere Be-
Jahre 2012 noch zu diskutieren sein.
deutung. Neu entwickelte Hüllrohrmaterialien, z. T.
dem das Programm für die neue Periode seit Ende
auch die in diesem Projekt verwendeten, sind in verschiedenen Vorläufer-Brennelementen in Schwei-
1.1.2Untersuchungen an HaldenProben IFA-638
zer KKW im Einsatz. Der Abbrand von zwei der verwendeten Proben liegt zudem im Bereich der geltenden Grenzwerte für die schweizerischen Reak-
20
Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut
toren. Durch die Untersuchung der Oxidationsvor-
ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel
gänge können die bestehenden Modelle auf eine
Bericht der Forscher in Anhang A
breitere physikalische Grundlage gestellt werden.
Einleitung
Ausblick
Die Versuchsreihe IFA-638 am Forschungsreaktor
Die zwei ausstehenden Proben (ZIRLO vorbestrahlt,
in Halden (siehe auch Kapitel 1.1.1) befasste sich
Alloy A frisch), die aufgrund ihrer hohen Dosisleis
mit Korrosionsversuchen an Hüllrohrmaterialien
tung 2011 nicht untersucht werden konnten, sol-
auf Zirkoniumbasis bei hohen Brennstoff-Abbrän-
len im Jahre 2012 elektronenmikroskopisch ana-
lysiert werden. Der Einfluss der Mikrostruktur und
(Spannungsrisskorrosion, Pellet Cladding Interac-
der chemischen Zusammensetzung auf das Oxida-
tion PCI) kann ebenfalls zu Schädigungen des Hüll-
tionsverhalten sollen ermittelt werden.
rohrs führen. Die Vermutung, dass (Al+Si)-Agglomerate Cäsium binden, hat sich bestätigt. Eine
grobkörnige Brennstoffprobe, die trotz der sehr
1.1.3OECD SCIP – Studsvik Cladding Integrity Project
hohen Endleistung von 70 kW/m und BrennstoffZentralschmelzen intakt geblieben ist, wurde mittels Raster-Elektronenmikroskopie und Elektronen-
Auftragnehmer: Studsvik, Schweden
strahl-Mikroanalyse untersucht; sie zeigte nur Cs
ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel, Reiner Mai-
als potenziell chemisch aktives Element in der Um-
länder
gebung der Hüllrohrinnenwand. Es konnte auch
demonstriert werden, dass sich innerhalb eines
Einleitung
zunächst optisch homogenen Kristalls tatsächlich
Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zy-
unterschiedliche Gitterausrichtungen zeigen. Dies
linder von ca. 8 bis 9 mm Durchmesser (Tablet-
deutet darauf hin, dass sich bei Leistungsrampen
ten, englisch Pellets) in Hüllrohre eingefüllt, die zu
kleinere Einzelkristalle bilden können (subgrain
Brennelementen zusammengesetzt werden. Damit
formation). Zum Einfluss des Hüllrohrs kann be-
keine radioaktiven Spaltprodukte in den Primär-
merkt werden, dass optimierte Materialien auch
kreislauf freigesetzt werden, muss die Integrität
die PCI-Resistenz verbessern.
der Hüllrohre den vielfältigen Belastungen stand-
Durch von aussen eindiffundierten Wasserstoff kön-
halten. Das ENSI unterstützt seit Mitte des Jahres
nen Hüllrohr-Schwächungen (Hydrogen Embrittle-
2009 das seit 2004 laufende Studsvik Cladding In-
ment HE und Delayed Hydride Cracking DHC) indu-
tegrity Project SCIP der OECD, an dem 25 Organi-
ziert werden. Neben Kriechtests dient als Versuchs
sationen beteiligt sind. Das Projekt befasst sich mit
anordnung ein sogenanntes Coin Set-up. Eine flache
Schädigungsmechanismen, die in den aus Zirko-
Scheibe (Coin) von der Grösse des Hüllrohr-Innen-
niumlegierungen bestehenden Hüllrohren – auch
durchmessers befindet sich in einem zweiteiligen
unter Einbeziehung des Pelleteinflusses – ablau-
Mantelrohr, das sich wiederum innerhalb eines Hüll-
fen können. Im SCIP-Projekt werden Materialver-
rohrs befindet. Durch Auseinanderziehen der zwei
suche und -modellierungen bei der Firma Studsvik
Mantelrohrteile erfährt das Hüllrohr lokale Span-
in Schweden und Leistungsrampenversuche am
nungen an den zwei Kontaktpunkten zum Coin.
OECD-Halden-Reaktor in Norwegen durchgeführt.
Der Testaufbau wurde fertiggestellt. Die ersten Tests
sollen an unbestrahltem, spannungsarm geglühtem
Zircaloy-4-Hüllrohr durchgeführt werden. In Kriech-
Im Jahre 2011 wurden folgende Projektziele er-
höher als diejenige von Zirkaloy-2. Wasserstoff führt
reicht, respektive aufgrund neuer Anforderungen
wie erwartet dazu, dass die Materialhärte zunimmt.
modifiziert:
Dies gilt allerdings nur bei tiefen Dehnraten.
Bei Leistungsrampen kann es durch die mechanische
In einer von der amerikanischen Aufsichtsbehör-
Interaktion zwischen Pellet und Hüllrohr (Pellet Clad-
de finanzierten Anlage wurden Versuche zum Ver-
ding Mechanical Interaction PCMI) zu Schädigungen
halten von Brennstäben bei Kühlmittelverlust-Stör-
des Hüllrohrs kommen. Mehrere Versuche an Brenn-
fällen durchgeführt, bei denen die Brennstabseg-
stabsegmenten wurden durchgeführt, u. a. mit
mente erhöhten Temperaturen ausgesetzt sind.
versuchen erwies sich die Relaxation von ZIRLO als
einem neu entwickelten Hüllrohrmaterial, mit Alu-
Vier Brennstäbe mit Abbränden um 70 MWd/
minium- und Chrom-dotiertem Brennstoff (Al, Cr)
kg und einer Oxiddicke von 20-30 μm wurden
und mit Brennstoff, der den Absorber Gadolinium
in einem Infrarotstrahlungsofen bis auf knapp
(Gd) enthielt. Die Brennstabsegmente mit den Ad-
1200 °C aufgeheizt. Die Versuche wurden be-
ditiven AI und Cr wiesen grössere Restdehnungen
wusst bis zum Versagen des Hüllrohrs mit Austritt
der Hüllrohre auf als solche mit Standard UO2-Brenn-
von Brennstoff (bei einem Druck zwischen 77 und
stoff. Wird die Endleistung der Rampen noch meh-
113 bar und bei Temperaturen um 700 °C) durch-
rere Stunden beibehalten, dann zeigten sich im Gd-
geführt. Die Korngrössenverteilung der zurück-
Brennstoff deutlich mehr Risse im Hüllrohr.
gebliebenen Brennstoff-Fragmente wird noch un-
Die Interaktion zwischen Brennstoff und Hüll-
tersucht, um weitere Hinweise auf das Brennstoff-
rohr bei Anwesenheit gasförmiger Spaltprodukte
Verhalten bei diesen Störfällen zu erhalten.
21
kühlbar bleibt. Die allgemeine Tendenz zur Stei-
Das Hüllrohr bildet die primäre Barriere gegen die
dung weiterentwickelter Brennstoff- und Hüllrohr-
Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in
materialien macht eine Absicherung der Sicher-
Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Er-
heitskriterien notwendig.
halt der Hüllrohr-Integrität zur Gewährleistung
Das CABRI International Project (CIP) wird von
des Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe»
der Nuclear Energy Agency (NEA) und dem fran-
bei. Der Projektplan von SCIP-II ist auch vor dem
zösischen Institut de Radioprotection et de Sûre-
Hintergrund des in den letzten Jahren gesteiger-
té Nucléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sol-
ten Brennstoff-Abbrands in den Kernkraftwerken
len am Forschungsreaktor CABRI in Cadarache,
zu sehen. Dabei wird stärker angereicherter Brenn-
Frankreich, Versuche zum Verhalten von Brenn-
stoff verwendet und dieser besser ausgenutzt, wo-
stabsegmenten bei schnellen Reaktivitätsstörfäl-
bei die Brennelemente länger im Reaktor verblei-
len in Kernreaktoren durchgeführt werden. Zu die-
ben. Gleichzeitig wurden auch die Hüllrohr-Materi-
sem Zweck wurde die bisher mit Natrium gekühl-
alien laufend verbessert. Das Projekt SCIP soll dazu
te Testschleife des CABRI-Reaktors auf Wasserküh-
beitragen, mit der stärkeren Beanspruchung der
lung umgebaut (CABRI Water Loop, CWL), damit
Hüllrohre zusammenhängende Sicherheitsfragen
die Versuchsanordnung den in Leichtwasserreak-
zu klären, dies auch vor dem Hintergrund, dass es
toren vorhandenen Betriebs- und Störfallbedin-
auch in schweizerischen Anlagen vorübergehend
gungen besser entspricht. Bevor Versuche im Re-
zu Hüllrohrschäden durch PCI gekommen ist.
aktor durchgeführt werden können, sind aber
gerung der Brennstoffabbrände und die Verwen-
noch Anpassungen und Überprüfungen der An-
Ausblick
lage sowie weitere Testvorbereitungen nötig. Das
Das Projekt verläuft bisher innerhalb des geplanten
CIP-Projekt stützt sich auch auf Einzeleffekt-Tests
Zeitrahmens. Im Jahr 2012 sollen weitere Rampen-
im Rahmen des Versuchsprogramms PROMETRA
versuche sowie mechanische Tests und Experi-
(Transient Mechanical Properties). Mit diesen wird
mente durchgeführt werden. Änderungen in der
vom Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) in
Testmatrix hängen von den Resultaten der wei-
Saclay, Frankreich, das mechanische Verhalten be-
teren Versuche ab.
strahlter Hüllrohrproben bei den für RIA typischen
hohen Dehnungsraten untersucht.
1.1.4OECD CABRI Waterloop Project
Auftragnehmer: OECD-NEA und IRSN
Im Jahre 2011 wurden folgende Projektziele er-
ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel
reicht resp. aufgrund neuer Anforderungen modifiziert:
Einleitung
❚ Zahlreiche Inbetriebnahmetests nach den seis-
Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken
mischen Nachrüstungen des Reaktorgebäudes
mit Druckwasser- oder Siedewasser-Reaktoren
wurden erfolgreich durchgeführt. Die Tests sol-
(DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfäl-
len bis Mitte 2012 komplett abgeschlossen wer-
le untersucht, bei denen der Reaktor durch schnel-
den.
le unkontrollierte Bewegung eines Steuerelements
❚ Das PROMETRA-Programm zum Verformungs-
bzw. Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Aus-
verhalten von Hüllrohrsegmenten wurde fortge-
lösende Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle
setzt. Versuche an M5-Hüllrohren unter ebener
(Reactivity Initiated Accidents, RIA) sind der pos
Belastung (plane strain tests) bei 280 °C und
tulierte Bruch des Stutzens eines Steuerelement-
350 °C zeigten ein duktileres Verhalten als Zirlo-
antriebs (DWR) bzw. das Entkuppeln eines Steuer
und Zy-4-Hüllrohre.
❚ Ebenfalls im Rahmen von PROMETRA erfolgten
bundene Auswurf des Steuerelements bzw. das
Zugversuche an SWR-Zy 2-Hüllrohren. Sie stam-
Herabfallen des Steuerstabs führt zu einem
men aus dem Kernkraftwerk Leibstadt (SWR)
Leistungsanstieg in den benachbarten Brenn
und waren sieben Zyklen im Einsatz. Ihr Tem-
stäben. Durch Einhaltung spezieller Sicherheits-
peraturverhalten (20 °C bis 800 °C) bezüglich
kriterien wird das Ausmass möglicher Brennstab-
Dehngrenze und Maximaldehnung ist den DWR-
schäden derart begrenzt, dass der Reaktorkern
Hüllrohren (Zy-4, Zirlo und M5) sehr ähnlich.
22
stabs von seinem Antrieb (SWR). Der damit ver-
❚ Die Testmatrix beinhaltet auch einen Versuch
der Umbauarbeiten durchgeführt. Mit dem neuen
an einem Mischoxid-Brennstabsegment (MOX),
Wasserkreislauf wird in Kürze eine weltweit einma-
das im Kernkraftwerk Beznau im Einsatz war.
lige Anlage zur realitätsnahen Simulation von RIA-
Die Voruntersuchungen wurden am Institut für
Störfällen unter DWR-Bedingungen bestehen. Der
Transurane (ITU) in Karlsruhe durchgeführt, ab-
Erfolg wird sich aber frühestens mit der Durchfüh-
geschlossen und dokumentiert.
rung und Auswertung des ersten Tests Ende 2012
❚ Ein RIA-Workshop zu Brennstabauslegungs-Pro-
grammen wurde durchgeführt. Für
bewerten lassen.
verschie-
dene RIA-Szenarien wurden wichtige Parameter
(Enthalpieeintrag, Spaltgasfreisetzung, etc.) zwischen den Programmen verglichen. Der Vergleich
mit experimentellen Daten war im Wesentlichen
1.1.5KORA-II – Korrosionsrisswachstum in austenitischen
Strukturwerkstoffen
beschränkt auf die Hüllrohrverformung und das
Auftreten von Hüllrohrschäden. Basis der RIA-
Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI
Szenarien waren unter anderem bisherige und
ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk
zukünftige Versuche am CABRI-Reaktor.
Einleitung
Die vom ENSI im Jahre 2004 festgelegten Sicher-
chanismen der Spannungs- und Schwingrisskor-
heitskriterien für Reaktivitätsstörfälle in schweize-
rosion. Spannungsrisskorrosion kann auftreten,
rischen Kernkraftwerken bedürfen der weiteren
wenn ungünstige Bedingungen für mechanische
experimentellen Absicherung. Dies betrifft vor
Belastung, Wasserchemie und Werkstoffzustand
allem die Kriterien für MOX-Brennstoff und die-
zusammenkommen. In diesen Fällen können dann
jenigen für Uranoxid-Brennstoff unter SWR-Be-
relativ lange, verzweigte Risse entstehen. Schwing
dingungen. Bestätigt wurde dies in einem OECD-
risskorrosion ist eine spezielle Form des umge-
NEA-Workshop, der zu diesem Thema im Septem-
bungsbedingten Risswachstums, in der mecha-
ber 2009 in Paris stattfand.
nische Belastungen zyklisch auftreten. Als Fortset-
Der CABRI-Reaktor ist neben dem Forschungs-
zung von KORA-I wurde das Projekt KORA-II mit ei-
reaktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)
ner Laufzeit von drei Jahren gestartet und im Jahr
in Japan weltweit die einzige Anlage, an der das
2011 abgeschlossen.
Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör-
Das Projekt KORA-II gliedert sich in drei Teilpro-
fällen in Leichtwasserreaktoren realitätsnah simu-
jekte, die wesentliche Fragestellungen zum Korro-
liert werden kann. Es besteht eine Kooperation mit
sionsrisswachstum in austenitischen Behälter- und
dem ALPS-Programm (Advanced LWR Fuel Perfor-
Rohrleitungs-Stählen behandeln.
KORA beschäftigt sich mit den Schädigungsme-
mance and Safety Research Program) am NSRR, die
einen Datenaustausch und eine Versuchsabstimmung zwischen beiden Projekten ermöglicht. Nach
von ALPS nicht mehr gesichert, was die Bedeutung
Teilprojekt I: Schwingrisskorrosion in
austenitischen Stählen
des CABRI-Projekts noch erhöht.
Im Jahre 2011 wurden vielfältige Untersuchungen
Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau-
mit den neu aufgebauten Prüfständen fach- und
ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen
termingerecht durchgeführt (Abbildung 2). Zielset-
Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches
zung ist die Quantifizierung des Einflusses des Um-
vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS)
gebungsmediums auf die Schwingrisskorrosion.
genauer zu modellieren. Damit können die festge-
Mit den neuen Prüfständen sind Untersuchungen
legten Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle
zur Schwingrisskorrosion unter Umgebungs- und
überprüft und nötigenfalls verbessert werden.
Lastbedingungen möglich, die den tatsächlichen
den Ereignissen von Fukushima ist die Fortführung
Verhältnissen an Komponenten im Kernkraftwerk
Ausblick
sehr nahe kommen. Dazu gehören insbesondere
Mit sehr grossem personellem Aufwand, auch mit
last- und dehnungskontrollierte Versuche mit klei-
dem Einsatz von finanziellen Mitteln aus anderen
ner Dehnamplitude, die mit Temperaturwechseln
Forschungsbereichen, hat das IRSN einen Grossteil
der durch die Proben strömenden Flüssigkeit über-
23
Abbildung 2:
Anlage zur Unter
suchung von durch
strömten Hohlproben
im PSI-Labor für
nukleare Materialien.
Die Probe (Specimen)
wird von unten nach
oben durchströmt und
gleichzeitig mecha
nisch belastet
(Quelle: PSI).
Schweisseigenspannungen resultieren. Erste Ergebnisse zeigen, dass unter diesen Laborbedingungen auch in hochreinem Primärwasser ein Risswachstum aus dem Inconel-182-Schweissgut in
den Behälterwerkstoff hinein möglich ist. Die dabei beobachteten Risse beschränken sich in bisherigen Versuchen auf die Wärmeeinflusszone der
Schweissnaht, die gemessenen Risswachstumsraten sind gering. Weitere Untersuchungen insbesondere mit grösseren Testkörpern sind im Folgeprojekt SAFE geplant.
Ein weiteres wichtiges Thema zur Spannungslagert werden. Die Versuchsanordnung erlaubt
risskorrosion im Grenzbereich zwischen dem
eine Variation von wichtigen Einflussparametern
Schweissmaterial Inconel-182 und dem ferri-
auf die Rissinitiierung und das Risswachstum, ein
tischen Stahl des RDB ist der Einfluss von Verun-
besonders wichtiger Faktor ist die Temperatur. Es
reinigungen des Primärwassers durch mögliche
konnte mit den Versuchen gezeigt werden, dass
Chlorideinträge. Es wurde bereits früher gezeigt,
es bereits ab 100 °C zu einer relevanten Redukti-
dass unter den Bedingungen der Normalwasser-
on der Lebensdauer durch den Einfluss des Umge-
chemie für Siedewasserreaktoren bereits sehr ge-
bungsmediums kommen kann.
ringe Chloridkonzentrationen ausreichen können,
In weiteren Experimenten zum Einfluss des Umge-
um eine Rissverlängerung aus dem Inconel-182 in
bungsmediums auf die Schwingrisskorrosion wur-
das ferritische Grundmaterial auch bei relativ tie-
den der Einfluss der Haltezeiten auf die Rissinitiie-
fen Beanspruchungen zu ermöglichen. Für die
rung und das Risswachstum analysiert. Im Berichts-
Schweiz ist aber eher das Materialverhalten unter
zeitraum wurde insbesondere der Einfluss des Last-
den typischen Bedingungen der Wasserstofffahr-
verhältnisses aus Mittelspannung (resultierend aus
weise (HWC) für Siedewasserreaktoren von Inte-
dem Betriebsdruck) und den Betriebstransienten
resse. Die bisherigen Untersuchungen bestätigen
untersucht. Dabei wurde ein signifikanter Einfluss
die deutlich höhere Toleranz unter diesen Wasser-
bestimmter Lastfälle dokumentiert, die den bishe-
chemiebedingungen gegenüber möglichen Chlo-
rigen Kenntnisstand erweitern.
rideinträgen im Primärwasser.
Teilprojekt II: Spannungsrisskorrosion in
Mischnähten
Ein weiteres Projektziel von KORA-II sind Untersu-
Teilprojekt III: Initiierung von Spannungs
korrosionsrissen in rostfreien und niedrig
legierten Stählen
chungen zur Spannungsrisskorrosion an Mischnäh-
Im Berichtszeitraum wurden in diesem Teilpro-
ten. Diese Schweissnähte stellen eine Kombination
jekt gemäss Projektplan weitere
einer Nickelbasislegierung, hier Inconel-182, mit
chungen zu den mikrostrukturellen Vorgängen der
einem niedriglegierten ferritischen Stahl dar.
Spannungsrisskorrosion an niedrig legierten Stäh-
Im Rahmen von KORA-II wurden gemäss Projekt-
len durchgeführt. Von besonderem Interesse wa-
plan mehrere Referenzkörper für das internationa-
ren auch hier Untersuchungen zum Einfluss nied-
le PARENT-Projekt hergestellt, siehe Bericht zu PA-
riger Chloridkonzentrationen im Primärwasser. Für
RENT in Kapitel 1.1.6.
das Verständnis des Korrosionsmechanismus sind
Spannungsrisskorrosi-
vor allem Experimente zum Passivierungsverhal-
on im Grenzbereich zwischen dem Schweissma-
ten unter den verschiedenen typischen Wasserche-
terial Inconel-182 und dem ferritischen Stahl des
miebedingungen wichtig (siehe auch Teilprojekt
Reaktordruckbehälters (RDB) wurden fortgesetzt.
II). Dazu wurde eine spezielle Versuchsanordnung
Bisher wurden diese Experimente überwiegend
aufgebaut, die es ermöglicht, in einer Mikrokapil-
unter moderaten Belastungen durchgeführt, die
lare die Rissinitiierung auf Gefügeebene experi-
mit dem Betriebsdruck korrelieren. Ein Untersu-
mentell zu beobachten. Damit konnte der Repas-
chungsschwerpunkt im Berichtsjahr war nun die
sivierungsvorgang einzelner Mikrorisse messtech-
Charakterisierung des Risswachstums unter hohen
nisch verfolgt werden. Der günstige Einfluss der
Beanspruchungen. Diese können aus einer Überla-
HWC-Fahrweise auf das Initiierungsverhalten un-
gerung des Betriebsinnendrucks mit zusätzlichen
ter Chlorideinwirkung konnte somit auch durch di-
Die Untersuchungen zur
24
Laboruntersu-
rekte elektrochemische Messungen nachvollzogen
Ermüdung in wichtigen Strukturwerkstoffen von
werden.
Leichtwasserreaktoren. Andererseits geht es um
Im letzten Berichtsjahr des KORA-II-Projekts wur-
die Spannungsrisskorrosion, insbesondere um das
den die experimentellen Arbeiten zu den drei Teil-
damit verbundene Risswachstum in RDB-Misch-
projekten erfolgreich abgeschlossen und ausge-
nähten und um Grundlagenuntersuchungen zur
wertet. Im Teilprojekt II konnten allerdings nicht alle
damit verbundenen Rissbildung in ferritischen und
geplanten Versuche zur Spannungsrisskorrosion im
austenitischen Stählen.
Grenzbereich zwischen dem Schweissmaterial Inconel-182 und dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehälters (RDB) durchgeführt werden. In Abstimmung mit dem ENSI wurde der zeitkritischen
Herstellung von Referenzkörpern für zerstörungs-
1.1.6PARENT – Program to Assess
the Reliability of Emerging
Nondestructive Techniques
freie Untersuchungen (siehe Projekt PARENT) im
Berichtsjahr eine höhere Priorität eingeräumt.
Auftragnehmer: Internationales Forschungsprojekt unter der Leitung der amerikanischen Auf-
sichtsbehörde U.S.NRC
Die neue Kernenergiegesetzgebung der Schweiz
sieht keine generelle Beschränkung der Betriebs-
Einleitung
dauer von Kernanlagen vor. Somit basiert die Ent-
PARENT beschäftigt sich mit den Anforderungen
scheidung für einen sicheren Betrieb der Kernan-
an moderne zerstörungsfreie Methoden zur Erken-
lagen primär auf technischen Erkenntnissen über
nung von betriebsbedingten Rissen. Insbesondere
den Zustand der Anlagen und deren Komponen-
Spannungs- und Schwingrisskorrosion an Misch-
ten. In diesem Umfeld kommt daher der Alte-
nähten aus Nickelbasislegierungen stellen hohe
rungsüberwachung und der Zustandsbeurteilung
Anforderungen an die Prüftechnik. Die Erfahrung
der sicherheitsrelevanten (und nicht oder schwer
zeigt, dass solche Risse zwar gefunden werden
austauschbaren) Komponenten eine erhöhte Be-
können, aber eine konservative Bestimmung der
deutung zu. Das Projekt KORA-II hat dazu einen
maximalen Risstiefe schwierig ist.
signifikanten Beitrag zu aktuellen Fragenstel-
Das internationale Projekt PARENT (Program to As-
lungen von Rissinitiierung und -wachstum un-
sess the Reliability of Emerging Nondestructive
ter realitätsnahen Wasserchemie- und Lastbedin-
Techniques) wurde im Jahr 2010 als Nachfolgepro-
gungen in den Kernkraftwerken geleistet. Die ent-
jekt des abgeschlossenen Projekts PINC (Program
sprechenden Erkenntnisse sind bereits in nationale
for the Inspection of Nickel Alloy Components) ge-
Regelwerke zur Alterungsüberwachung eingeflos-
startet. Thema ist die Leistungsfähigkeit der ver-
sen (Richtlinie ENSI-B01). Die Gegenüberstellung
fügbaren modernen Prüftechnik für diese Aufga-
zur Literatur und zu bestehenden internationalen
benstellung. Im Projekt PARENT werden auch die
Regelwerken zeigt, dass z.B. bisher ein höherer
offenen Fragen aus dem bereits abgeschlossenen
Grenzwert für die Temperatur angegeben wird, ab
PINC-Projekt weiter bearbeitet. Von besonderem
dem der Mediumseinfluss auf die Lebensdauer un-
Interesse ist die Methodik zur Risstiefenbestim-
ter Ermüdungsbeanspruchung zu berücksichtigen
mung für geometrisch komplexe Prüfsituationen.
ist. Durch die gute Vernetzung des Projekts ist si-
Dazu sind sogenannte Round-Robin-Versuche, also
chergestellt, dass die PSI-Ergebnisse bei der aktu-
vergleichende Versuche mehrerer Labors, gestartet
ellen Überarbeitung von internationalen Standards
worden. An den ausgewählten Prüfkörpern werden
(z.B. NUREG/CR-6909) berücksichtigt werden.
auch neuartige Techniken untersucht. Am Projekt
beteiligen sich Aufsichtsbehörden sowie Betreiber
Ausblick
und Forschungseinrichtungen aus den USA, Korea,
Basierend auf den Erkenntnissen des KORA-Pro-
Japan, Schweden, Finnland und der Schweiz.
jekts, internationalen Erkenntnissen (siehe EPRIdem Aufsichtsbereich des ENSI zur Alterungsüber-
wachung wurde das Folgeprojekt SAFE definiert.
Im Jahr 2011 wurde im Rahmen zweier Projekt-
SAFE befasst sich einerseits mit möglichen Umge-
sitzungen eine umfangreiche Testmatrix für die
bungseinflüssen auf die Bruchzähigkeit und die
Durchführung der Round-Robin-Versuche erarbei-
Bericht 1023012) sowie aktuellen Themen aus
25
tet. Dazu wurden aus der Vielzahl an relevanten
rungen aufweisen, wie sie auch aus der bishe-
Mischnahtverbindungen in den Kernkraftwerken
rigen Betriebserfahrung in Kernkraftwerken be-
zwei Geometrien ausgewählt und für diese ca. 40
kannt ist.
Testkörper selektiert. Somit können geometrisch
tiv komplexe Bodendurchführungen des Reaktor-
druckbehälters (RDB) abgedeckt werden. Ein Teil
Aufgrund aktueller Schadensfälle in ausländischen
dieser Testkörper wurde speziell für das PARENT-
Kernkraftwerken an Inconel-182-Mischnähten be-
Projekt neu gefertigt. Die Testkörper wurden soge-
steht ein besonderes Interesse an einer robusten
nannten offenen und verdeckten Messreihen zu-
Prüftechnik für diese Aufgabenstellung. Auch aus
geteilt. Bei den offenen Testkörpern sind im Ge-
dem geplanten Langzeitbetrieb können sich mög-
gensatz zu den verdeckten Testkörpern die Fehler-
liche neue Anforderungen an die Leistungsfähig-
geometrien bekannt. Diese Testkörper sind damit
keit der eingesetzten zerstörungsfreien Prüftech-
insbesondere für die Validierung neuer Messtech-
nik ergeben. Das Projekt PARENT soll einen Beitrag
niken interessant. In der Testmatrix wird die Ab-
zu diesen aktuellen Fragestellungen leisten und
wicklung der Messkampagne, bei der über 20 La-
zu einer Weiterentwicklung und Optimierung der
bors und Prüffirmen in Europa, Asien und in den
Prüftechnik beitragen.
einfache Rohrleitungsübergänge, aber auch rela-
USA involviert sind, geregelt.
Das ENSI hat mit dem Paul Scherrer Institut (PSI),
Ausblick
der Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweize-
Entsprechend dem Projektplan für PARENT star-
rischen Verein für technische Inspektionen (SVTI)
ten 2012 die Round-Robin-Versuche. Dazu kom-
und
Materialprüfanstalt
men auch ausgewählte Testkörper in die Schweiz.
(EMPA) eine Schweizer Beteiligung am PARENT-
An diesen z.T. über 100 kg schweren Testkörpern
Projekt abgestimmt. Als wesentlicher Schwei-
sind diverse zerstörungsfreie Messungen vorge-
zer Beitrag für das PARENT-Projekt sind spezielle
sehen. Die Messungen werden durch einen offi-
Testkörper aus dem Projekt KORA-II (siehe Kapitel
ziellen externen Fachmann überwacht. Für die
1.1.5) vorgesehen, die für offene Tests verwendet
Round-Robin-Versuche in Europa kommt die-
werden können. Dazu wurden im Berichtsjahr am
ser Fachmann von der schwedischen Qualifizie-
PSI insgesamt 8 Testkörper gefertigt. Diese neuar-
rungsstelle.
der
eidgenössischen
tigen Referenzprobekörper weisen realitätsnahe
Spannungskorrosionsrisse auf, die durch sehr zeitaufwendige Versuche von bis zu 5 Monaten unter
typischen Wasserchemiebedingungen von Siedeund Druckwasserreaktoren erzeugt wurden. Die
1.1.7NORA – Noble Metal Depo
sition Behaviour in Boiling
Water Reactors
Versuche wurden abgebrochen, sobald der Riss
auf eine gewünschte Grösse im Testköper ange-
wachsen war.
ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner
Im Rahmen der Schweizer Beteiligung wurden im
Berichtsjahr umfangreiche zerstörungsfreie Un-
Einleitung
körpern durchgeführt. Ziel war dabei insbeson-
Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser-
dere die Bestimmung der maximalen Risstiefe, die
reaktoren werden massgeblich durch die Struk-
für die weitere Verwendung bei den Round-Ro-
turintegrität des Reaktordruckbehälters und der
bin-Versuchen erforderlich ist. Dazu wurden ver-
Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt-
schiedene moderne Ultraschallverfahren sowie
weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak-
eine Röntgentomographie eingesetzt. Zur Validie-
toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor-
rung und zum Vergleich der eingesetzten zerstö-
betriebes bei ungünstigen Randbedingungen un-
rungsfreien Prüftechniken wurde eine Probe auf-
ter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der
gebrochen. Dabei konnte die zuvor zerstörungs-
thermomechanischen
frei gemessene Risstiefe bestätigt werden. Weiter-
sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in
hin wurde gezeigt, dass die im Labor erzeugten
druckführenden Primärkreislaufkomponenten bil-
Risse die typische Rissoberfläche von interkristal-
den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich
liner Spannungsrisskorrosion in Nickelbasislegie-
die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein-
26
tersuchungen an den im PSI hergestellten Test-
Betriebsbeanspruchungen
fluss der Neutronen-Bestrahlung, des Reaktorkühl
Versuchsreihen gefahren, bei denen die Zugabe
mittels und der langen Betriebsdauer bei erhöh-
des Platins bzgl. Menge und Dosiergeschwindig-
ten Temperaturen mit zunehmendem Anlagenal-
keit zum Kreislauf variiert wurde. Die meisten der
ter verringern.
bei den Experimenten ausgelagerten Proben wur-
Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein-
den bereits oberflächenanalytisch nachuntersucht.
bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskor-
Die ersten Resultate zeigen, dass bei einer höheren
rosion (SpRK) durch die entsprechende Wahl der
Platin-Einspeiserate das Abscheideverhalten des Pt
wasserchemischen Randbedingungen zu minimie-
effektiver ist als bei einer geringeren Einspeiserate.
ren. Dies kann mit der klassischen Wasserstoffche-
Dies wird anhand eines niedrigeren Korrosionspo-
mie-Fahrweise (Hydrogen Water Chemistry HWC)
tenzials belegt, bei dem der Schutz vor SpRK ver-
realisiert werden, erfordert allerdings die Zuga-
bessert ist. Eine längere Voroxidationsphase der
be grosser Mengen an Wasserstoff, um das erfor-
Proben scheint ebenfalls die Pt-Konzentration an
derliche (sehr tiefe) Korrosionspotenzial an denje-
den Oberflächen der Proben zu erhöhen.
nigen Oberflächen zu erreichen, die mit Medium
Aufgrund der anfänglichen Schwierigkeiten mit
in Kontakt stehen. Unter anderem wird bei die-
dem neu konstruierten Hochtemperaturkreislauf
ser Fahrweise aber auch Stickstoff reduziert und
sowie einem Personalwechsel in Teilprojekt SP1
es kommt zu einer erhöhten Freisetzung von radi-
ist eine leichte Verzögerung im Vergleich zum ur-
oaktivem Stickstoff N-16. Dies hat wiederum hö-
sprünglich erstellten Projektplan feststellbar. Das
here Dosisleistungen als negativen Nebeneffekt
PSI geht aber davon aus, dass die wesentlichen
zur Folge.
Ziele dieses Projekts bis zum vorgesehenen Pro-
Bei dem sogenannten On-line-NobleChem TM
jektende erreicht sein werden.
(OLNC)Verfahren, welches in beiden SWR der
Volllastbetriebs ein wasserlöslicher Platinkomplex
dem Reaktorwasser in einem festgelegten Zeit-
Die Wirksamkeit der NobleChemTM-Technolo-
raum zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin
gie in Kraftwerken ist noch nicht vollumfänglich
(Pt) gleichmässig auf den Oberflächen der Kernein-
nachgewiesen und verstanden. Laboruntersu-
bauten und Rohrleitungen nieder. Diese Edelme-
chungen haben gezeigt, dass bei einem stöchio-
tall-Partikel wirken als Katalysator, so dass bereits
metrischen Wasserstoffüberschuss und einer aus-
mit geringen Mengen an Wasserstoff das erforder-
reichenden Oberflächenbedeckung mit extrem
liche, niedrige Korrosionspotenzial erreicht wird.
fein verteilten Pt-Partikeln die Anfälligkeit gegen-
Unter diesen Randbedingungen kommt es radio-
über Spannungsrisskorrosion deutlich reduziert
logisch zu deutlich weniger Freisetzungen als bei
werden kann. Jedoch ist sehr wenig über das Abla-
der HWC-Fahrweise. Das Verfahren wurde von Ge-
gerungs- und Verteilungsverhalten sowie die Haft-
neral Electric (heute GE-Hitachi) entwickelt. Welt-
fähigkeit dieser Pt-Partikel unter Strömungsver-
weit wird es gegenwärtig bereits in vielen SWR an-
hältnissen, wie sie in einem Reaktor herrschen, be-
gewendet.
kannt. Deshalb befasst sich das Projekt NORA in-
Schweiz zum Einsatz kommt, wird während des
tensiv mit dem Ablagerungsverhalten von Pt unter
simulierten SWR-Bedingungen in einem eigens da-
Die für das zweite Projektjahr vorgesehenen Pro-
alen SWR. Zudem wird eine zerstörungsfreie Tech-
jektziele konnten in den beiden Teilprojekten SP1
nik entwickelt, um Pt-Partikel auf verschiedenen
«Experimentelle Untersuchungen des Ablage-
Komponenten im Reaktor charakterisieren zu kön-
rungsverhaltens von Pt unter simulierten SWR-Be-
nen.
dingungen und in einem SWR» und SP2 «Entwick-
Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wichtig,
lung einer zerstörungsfreien Charakterisierungs-
da das ENSI dadurch von einem unabhängigen For-
methode für Pt-Ablagerungen auf Reaktorkompo-
schungslabor Ergebnisse zu OLNC erhält. Da mitt-
nenten und chemische sowie mikroskopische Ana-
lerweile die Kernkraftwerke Mühleberg (KKM) und
lytik» weitestgehend erfüllt werden. Der eigens für
Leibstadt (KKL) die OLNC-Fahrweise anwenden, ist
dieses Projekt erstellte Hochtemperaturkreislauf
es umso wichtiger, möglichst alle beobachteten Ef-
(Abbildung 3) wurde im Laufe des Jahres aufgrund
fekte, die bei dieser Fahrweise bereits aufgetreten
der während des Einsatzes gewonnenen Erkennt-
sind, zu verstehen. Das Projekt NORA kann dazu
nisse weiter entwickelt. Insgesamt wurden acht
einen massgeblichen Beitrag liefern.
für konzipierten Versuchskreislauf und in einem re-
27
Abbildung 3:
Blick auf die Anlage
des Hochtemperatur
kreislaufs im PSILabor für nukleare
Materialen
(Quelle: PSI).
Ausblick
des geringfügigen Rückstands zum eigentlichen
Im dritten Projektjahr sind für NORA folgende Ar-
Projektplan alle wesentlichen Fragestellungen bis
beiten geplant: Im Teilprojekt SP 1 werden im PSI-
zum Projektabschluss bearbeitet werden.
Kreislauf weitere Proben unter Zugabe von Pt ausgelagert und anschliessend analysiert. Um die Ergebnisse aus dem Vorjahr abzusichern, werden
bestimmte Versuche wiederholt. Des Weiteren
1.1.8PISA – Pressure Vessel
Integrity and Safety Analysis
werden Proben, die im KKL-Kreislauf exponiert
wurden, ausgebaut und am PSI nachuntersucht.
Im Teilprojekt SP 2 wird neben den aufwendigen
Nachuntersuchungen der Proben mit der Entwick-
lung einer zerstörungsfreien Prüfmethode begonnen. Ziel ist es, das Ablagerungs- und Langzeitver-
Einleitung
halten von Pt nicht nur im Labor, sondern auch an
Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der
realen Kraftwerksproben aus den Schweizer SWR
Schweizer Kernkraftwerke ist von den Betreibern
zu untersuchen. Diese Prüftechnik soll zunächst an
u.a. nachzuweisen, dass für Laufzeiten über 40 Jah-
Proben, die im PSI-Kreislauf ausgelagert wurden,
re hinaus die Integrität des Reaktordruckbehälters
getestet werden.
(RDB) für Normalbetrieb, Betriebsstörungen und
Die Literaturrecherche konnte bedingt durch die
postulierte Auslegungsstörfälle gewährleistet bleibt.
personellen Änderungen nicht wie ursprünglich
Im Jahr 2009 wurde das neue Projekt PISA begon-
geplant im letzten Jahr abgeschlossen werden.
nen, das den Stand von Wissenschaft und Technik
Ende des Jahres 2012 soll ein Bericht vorliegen, in
auf dem Gebiet der Sprödbruch-Sicherheitsnach-
dem neben der Literaturrecherche auch eine Zu-
weise des RDB untersuchen soll. Daraus abgeleitet
sammenfassung von NobleChem -Anlagendaten
wurden erweiterte Messungen und Modellberech-
von KKL und KKM zusammengefasst sind.
nungen zur Strukturintegrität des RDB unter Lang-
Die Projektleitung des PSI ist überzeugt, dass trotz
zeitbedingungen durchgeführt.
TM
28
Das Projekt beinhaltet folgende Teilprojekte:
die Neutronenbestrahlung. Die Literaturstudie dis-
❚ Untersuchungen zu fortschrittlichen Messme-
kutiert den Kenntnisstand zum Materialverhalten
thoden mit dem Ziel, den Versprödungsgrad des
bei höheren Fluenzen (die Fluenz dient als Mass
RDB-Materials an Materialproben zerstörungs-
für die akkumulierte Neutronenbestrahlung). Für
frei zu bestimmen,
den Langzeitbetrieb der Schweizer Kernkraftwerke
❚ Erstellen einer Literaturstudie zum aktuellen
sind in diesem Zusammenhang insbesondere die
Kenntnisstand der Schädigungsmechanismen
Vorhersagemodelle für den weiteren Schädigungs-
und Modelle der mikrostrukturellen Vorgänge
fortschritt und damit für das Versprödungsverhal-
bei Neutronenbestrahlung von RDB-Stählen,
ten von Bedeutung; dabei werden auch kleine Un-
❚ Untersuchungen von probabilistischen Metho-
terschiede in der Werkstoffzusammensetzung der
den, die im Rahmen der Sprödbruch-Sicherheits-
RDB-Stähle berücksichtigt. Weitere identifizierte
nachweise ergänzend zu den deterministischen
Themen beschäftigen sich z.B.mit den Randbe-
Nachweisen eingesetzt werden können.
dingungen des sogenannten «warm pre-stress»Effekts. Dieser Effekt tritt bei einer Warmvorbelas
tung während einer Belastungstransiente auf und
In Vorstudien wurde gezeigt, dass ein spezieller Zu-
Das dritte Teilprojekt beschäftigt sich mit proba-
sammenhang zwischen dem thermoelektrischen
bilistischen Methoden zur Sicherheits- und Integ
Effekt (Seebeck-Koeffizient) und dem Versprö-
ritätsbewertung des RDB. Dazu wurde im Berichts-
dungsgrad des untersuchten RDB-Materials vor-
jahr die Implementierung des bereits ausgewähl-
liegt. Daher wurde die Messung des Seebeck-Ko-
ten Software-Pakets weiter verfeinert. Unter der
effizienten als aussichtsreiche Methode eingestuft,
Verwendung von realistischen Parametern für
um an ausgebauten Surveillance-Proben (Kerb-
Thermoschock-Störfallanalysen wurden verschie-
schlagbiegeproben) den Versprödungsgrad zerstö-
dene Parameterstudien durchgeführt. Hintergrund
rungsfrei bestimmen zu können. Ziel der Arbeiten
sind postulierte Kühlmittelverlust-Störfälle, die zu
im Berichtszeitraum zum ersten Teilprojekt war die
relativ hohen mechanischen Belastungen des RDB
abschliessende technische Optimierung der Mess-
führen können. Mit den Modellen kann eine pos
technik. Es wurde angestrebt, unter Laborbedin-
tulierte Materialversprödung durch die Neutro-
gungen belastbare Messungen an realen Bestrah-
nenbestrahlung berücksichtigt werden. Für die Be-
lungsproben durchzuführen.
rechnungen wurden kraftwerkstypische Materi-
Im Berichtszeitraum wurden weitere Verbesse-
alkennwerte und Geometrieverhältnisse gewählt
rungen der Messtechnik realisiert und mehrere
und Verteilungsfunktionen für die Eingangsgrös-
Messkampagnen an ausgewählten Referenzstü-
sen definiert. Die Ergebnisse der Modellrechnung
cken durchgeführt. Insbesondere erfolgten auch
liegen in Form von berechneten Wahrscheinlich-
Messungen an bestrahlten Original-Kerbschlag-
keiten für Rissinitiierung sowie ein späteres Bau-
proben des Kernkraftwerks Gösgen. Die Auswer-
teilversagen vor. In den Modellrechnungen wurden
tung der Messergebnisse zeigte, dass mit dem neu-
auch Vorhersagefunktionen zur weiteren Versprö-
en Aufbau messtechnisch bedingte Streuungen re-
dungszunahme berücksichtigt.
duziert und eine sehr gute Reproduzierbarkeit von
Die Projektziele im letzten Berichtsjahr des PISA-
Einzelmessungen erreicht werden konnte. Weiter-
Projekts zu den drei Teilprojekten wurden weitge-
hin wurde aber auch festgestellt, dass der Zusam-
hend erreicht. Die experimentellen Arbeiten zur
menhang von thermoelektrischem Effekt und Ver-
Optimierung der zerstörungsfreien Messtechnik
sprödungsgrad des Werkstoffes durch andere Ma-
zur Bestimmung des Versprödungsgrads wurden
terialeigenschaften beeinflusst wird. Ohne genaue
abgeschlossen. Die optimierte Messtechnik stand
Kenntnis dieser Einflüsse ist der Einsatz der Metho-
leider erst zum Projektende zur Verfügung, damit
de auf bestimmte Anwendungen begrenzt.
konnten nicht alle Messkampagnen durchgeführt
Im Rahmen des zweiten Teilprojekts wurde gemäss
werden. Die Ergebnisse der Literaturstudie aus
Projektplan eine Literaturstudie zum Thema RDB-
dem zweiten Teilprojekt wurden dem ENSI vorge-
Integrität durchgeführt. Unter dem Fokus Lang-
stellt, der zugehörige technische Bericht befindet
zeitbetrieb wurde der Stand von Wissenschaft und
sich in der Fertigstellung. Die Implementierung der
Technik zu relevanten Schädigungsmechanismen
probabilistischen Berechnungsmodule ist abge-
des RDB zusammengestellt. Von besonderem In-
schlossen, im Rahmen der Qualitätssicherung wur-
teresse ist dabei die Materialversprödung durch
de ein Vergleich mit internationalen Referenzmo-
beeinflusst den Risswiderstand.
29
dellen erfolgreich durchgeführt. Weitere Plausibili-
Einleitung
tätsüberprüfungen zur durchgeführten Parameter-
Bei den Werkstoffen des Reaktordruckbehälters
studie sollen im Folgeprojekt bearbeitet werden.
(RDB) im kernnahen Bereich führen die Bestrahlung mit schnellen Neutronen und die darauf fol-
genden Reaktionen im Material zu einer Abnahme
Die Strukturintegritätsnachweise des RDB un-
RDB-Werkstoffe werden durch ein spezielles Über-
ter Berücksichtigung der Werkstoffalterung sind
wachungsprogramm zeitlich voreilend geprüft und
insbesondere für den geplanten Langzeitbetrieb
quantifiziert. Die Ergebnisse fliessen in den sicher-
der Schweizer Kernkraftwerke sehr wichtig. Da-
heitstechnischen Nachweis der strukturellen Integ
bei ist eine Vielzahl von Einflussgrössen zu beach-
rität des RDB und in die betrieblichen An- und Ab-
ten. Neben den Aspekten der werkstoffkundlichen
fahrbegrenzungen sowie in die Mindesttempera-
Alterung müssen auch die Nachweisgrenzen und
tur-Festlegung der wiederholten Druckprüfung
Messunsicherheiten der eingesetzten zerstörungs-
des Reaktorkühlsystems ein.
freien Messtechniken berücksichtigt werden. PISA
Der wesentliche Werkstoffkennwert bei der
ist in internationale Projekte zur Beurteilung mo-
Sprödbruchabsicherung des RDB ist die Zähig-
derner probabilistischer Modelle für Strukturinteg
keit bzw. die Bruchzähigkeit kIC. Die kIC, T-Kurve
ritätsnachweise eingebunden. Im Rahmen des
(ASME kIC-Kurve Section XI) für den jeweiligen
der Zähigkeit. Diese Materialveränderungen der
Projekts PISA wurden wichtige Fragestellungen
Werkstoff wird nach dem klassischen RTNDT- oder
identifiziert, die im Folgeprojekt bearbeitet werden
dem Masterkurve-Konzept RTT0 bzw. RTref indi-
sollen. Damit sollen auch der Kompetenzerhalt
ziert. Die klassische RTNDT-Methode ermittelt auf
und Wissensausbau (Forschung) auf dem Gebiet
indirektem, halbempirischem Weg eine Referenz-
der Sprödbruch-Sicherheitsnachweise des RDB in
temperatur und beruht auf der gesicherten An-
der Schweiz sichergestellt werden.
nahme, dass der aktuelle Werkstoffzustand durch
die Indexierung der unteren Grenzkurve der
Ausblick
Bruchzähigkeit mit RTNDT erfasst werden kann. Die
Der Aufbau einer zerstörungsfreien Messtechnik zur
moderne Masterkurve-Methode ermöglicht die
Bestimmung des Versprödungsgrads durch Messung
direkte Bestimmung der Bruchzähigkeit an unbe-
des Seebeck-Koeffizienten ist nach Einschätzung des
strahltem und bestrahltem Werkstoff sowie der
ENSI im Rahmen des Forschungsprojekts PISA ab-
auf den aktuellen Werkstoffzustand justierten Re-
geschlossen. Es konnte gezeigt werden, dass mit-
ferenztemperatur. Die Masterkurve-Methode ba-
tels dieser thermoelektrischen Messung der Versprö-
siert auf werkstoffwissenschaftlichen und statis
dungsgrad an bestrahlten Kerbschlagbiegeproben
tischen Modellen.
unter Laborbedingungen ermittelt werden kann.
Die Anwendung der Masterkurve-Methode ist in
Basierend auf den Ergebnissen der Literaturstudie
der ENSI-Richtlinie B01 geregelt und wird als Alter-
soll sich das Nachfolgeprojekt auf spezifische Fra-
native zum klassischen Verfahren vom ENSI akzep-
gestellungen zur RDB-Integrität fokussieren. Da-
tiert. Obwohl die Masterkurve-Methode wesent-
bei sollen vertieft moderne probabilistische Mo-
liche Vorteile gegenüber der klassischen Methode
delle beurteilt und mit eigenen Berechnungen er-
bietet, gibt es noch einige offene Fragen. Insbe-
gänzt werden. Von Interesse ist die Diskussion der
sondere der Einfluss von inhomogenem Material
berechneten Sicherheitsmargen, dabei sollen ins-
(Mehrlagenschweissgut) auf die Bestimmung der
besondere die spezifischen Randbedingungen für
Bruchzähigkeit und Referenztemperatur ist bisher
den Langzeitbetrieb berücksichtigt werden.
wenig untersucht.
1.1.9Bruchmechanische Bewertung
von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten
Das Projektziel besteht in der Überprüfung der Anwendbarkeit der Masterkurve-Methode für RDBMehrlagenschweissnähte und der Validierung
notwendiger Sicherheitsmargen bei Anwendung
sendorf
der Methode im Rahmen der Sprödbruch-Sicher-
ENSI-Projektbegleiter: Dietmar Kalkhof
heitsnachweise des RDB. In den schweizerischen
Kernkraftwerken sind die Bestrahlungsproben des
30
Auftragnehmer: Helmholtz-Zentrum Dresden-Ros-
Schweissmaterials überwiegend derart orientiert,
grosser Bedeutung. Die Sicherheit des RDB muss zu
dass sich die Rissfortschrittsrichtung in Schweiss-
jedem Zeitpunkt gewährleistet und nachweisbar
richtung befindet (TL). Bei dieser Probenorientie-
sein. Diese Forderung gilt für den bestimmungsge-
rung umfasst die Rissfront mehrere Schweisslagen
mässen Betrieb und bei Störfällen, besonders beim
mit einem makroskopisch inhomogenen Gefüge,
postulierten Kühlmittelverlust-Störfall.
für welches die Masterkurve-Methode streng ge-
Bei der Auswertung der Ergebnisse wurde fest-
nommen nicht gilt. Im Jahr 2011 wurde deshalb
gestellt, dass bei Datensätzen von Proben aus un-
experimentell untersucht, ob TL-orientierte Proben
terschiedlichen
für die bruchmechanische Prüfung von Schweiss-
Schweisslagen) mit einer grösseren Streuung der
material nach der Masterkurve-Methode geeignet
Bruchzähigkeitswerte gerechnet werden muss als
sind.
bisher angenommen. Diese vom Material verur
Die bruchmechanischen Versuche vom Vorjahr
sachte Streuung ist in der gemäss Prüfstandard
mit TL-orientierten Proben wurden 2011 fort-
der Masterkurve-Methode ermittelten Standard-
gesetzt und abgeschlossen. Zum Vergleich der
abweichung nicht enthalten. Bei der Verwendung
Messergebnisse wurden gleichartige Versuche
der Methode im Rahmen der Sprödbruch-Sicher-
mit TS-orientierten Proben (Rissfortschritt in Di-
heitsnachweise des RDB muss diese Streuung an-
ckenrichtung, senkrecht zur Schweissrichtung)
gemessen berücksichtigt werden. Die Vorgehens-
durchgeführt. In den TS-Proben umfasst die Riss-
weise bei Anwendung der Masterkurve-Metho-
front homogenes Gefüge von einer bestimmten
de zum Sprödbruch-Sicherheitsnachweis des RDB
Schweisslage. Auch diese Versuche sind abge-
wurde in der Richtlinie ENSI-B01 entsprechend an-
schlossen und ausgewertet. Nach Abschluss
gepasst.
Dickenlagen
(unterschiedliche
der Experimente wurden die Ergebnisse an den
TL- und TS-orientierten Proben verglichen, und
Ausblick
es wurden einige Schlussfolgerungen abgelei-
Die wesentlichen Untersuchungen und Auswer-
tet. Die mittels TL-Proben bestimmten Referenz-
tungen des ursprünglich geplanten Versuchspro-
temperaturen liegen leicht über den Werten der
grammes wurden vom Auftragnehmer fachge-
TS-Proben. Es wurde ermittelt, dass die Bruch-
recht durchgeführt. Die Ergebnisse fanden Ein-
zähigkeitswerte der TL-Proben geringere Streu-
gang in die Anforderungen des ENSI bei der An-
ungen aufweisen als die entsprechenden Werte
wendung der Masterkurve-Methode zum Spröd-
der TS-Proben. Damit wird bestätigt, dass auch
bruch-Sicherheitsnachweis des RDB.
mit den TL-orientierten Proben aus mehrlagigen
Es wurden ergänzende Untersuchungen mit dem
Schweissverbindungen bruchmechanische Kenn-
Auftragnehmer vereinbart, die einige der bishe-
werte mit der Masterkurve-Methode bestimmt
rigen Erkenntnisse weiter absichern sollen. Zu-
werden können.
nächst werden die Kerbschlag-Biegeversuche mit
Ein weiterer Schwerpunkt 2011 waren die frakto-
TL- und TS-orientierten Proben ausgewertet und
grafischen und metallografischen Untersuchungen
mit den Ergebnissen der bruchmechanischen Un-
zur Verteilung der Rissinitiierungsorte entlang der
tersuchungen verglichen. Weiterhin sind zusätz-
Rissfront. An einer repräsentativen Anzahl von Pro-
liche fraktografische und metallografische Unter-
ben wurde untersucht, ob spezielle mikrostruktu-
suchungen vereinbart worden. Die Bewertung,
relle Bereiche vorkommen, in denen die Risse be-
wie das Gefüge des Schweissgutes die Rissinitiie-
vorzugt starten. Es wurde jedoch festgestellt, dass
rungsorte beeinflusst, soll unter anderem damit
sowohl für die TL- als auch für die TS-orientierten
validiert werden.
Proben die Rissinitiierungsorte über der gesamten
Für die Untersuchungen wurde Schweissmate-
Rissfront statistisch gleichmässig verteilt sind. Da-
rial einer Umfangschweissnaht des nicht in Be-
mit wird eine weitere Bedingung für die Anwen-
trieb genommenen RDB der deutschen Anlage
dung der Masterkurve-Methode zur bruchmecha-
Biblis C verwendet. Bei der Auswertung der Un-
nischen Prüfung erfüllt.
terlagen zur Herstellung der Schweissnaht ergaben sich einige offene Punkte, die weiter abzu-
klären sind.
Die Integrität des RDB ist zur Gewährleistung der
programmes wurde vom ENSI die Laufzeit des
Kernkühlung und als eine der mehrfachen Barrie-
Vertrages bis zum 31. Dezember 2012 verlän-
ren, die das radioaktive Inventar einschliessen, von
gert.
Aufgrund
des
erweiterten
Untersuchungs
31
1.2Interne Ereignisse und Schäden
der Schädigungen und der Wirksamkeit vorbeugender Massnahmen zu erreichen,
Die Projekte in diesem Bereich werden von der Or-
❚ Allgemeine Hintergrund-Informationen zu Kom-
ganisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit
ponenten und Schädigungsmechanismen zu
und Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern
den internationalen Erfahrungsaustausch über
Störfälle in Kernkraftwerken sowie über Schäden
sammeln,
❚ Zusammenfassende Berichte zu den Schädi-
gungsmechanismen zu erstellen.
an Komponenten, die Störfälle auslösen können.
Wie im SCAP-Projekt sollen im CODAP-Projekt
Dazu werden themenspezifische Datenbanken
Ressourcen für die Auswertung der Datenbank
aufgebaut, in die systematisch Schadensfälle und
und die Erstellung von «Commendable Practi-
Ereignisse aus den teilnehmenden OECD-Staaten
ces» bereitgestellt werden. Das Projekt geht da-
eingegeben werden. Die Daten werden anschlies-
mit über eine reine Datensammlung hinaus und
send ausgewertet mit dem Ziel, auf der Basis ei-
kann so eine gemeinsame Basis für das Verständ-
ner grösseren Anzahl von Fällen systematische Hin-
nis von Alterungs- und Schädigungsmechanismen
weise auf Ursachen und Häufigkeiten von Schäden
von mechanischen Ausrüstungen in Kernkraftwer-
bzw. Störfällen zu erhalten. Ein Zusammenschluss
ken schaffen.
auf internationaler Basis ist dazu notwendig, weil
die relevanten Ereignisse und Schäden in Kernkraftwerken selten sind.
Zur OPDE-Datenbank wurden 2011 noch einige
Datensätze hinzugefügt, ausstehend ist auch noch
1.2.1OECD CODAP – Component
Operational Experience,
Degradation and Ageing
Programme
die Übersetzung von rund 100 französischen Datensätzen ins Englische. Die vorhandenen Daten
aus OPDE und SCAP-SCC der teilnehmenden Länder wurden in eine neue gemeinsame CODAP-Vorkommnisdatenbank (Event-Database) übertragen.
Auftragnehmer: OECD-NEA
Dazu wurde ein Leitfaden (CODAP Coding Guide-
ENSI-Projektbegleiterin: Susanne F. Schulz
line) erstellt, der sich im Wesentlichen an demjenigen des OPDE-Projekts orientiert und die Inhalte
Einleitung
der neuen Datenbank definiert. Anders als die OP-
Das CODAP-Projekt der OECD/NEA ist das Nach-
DE-Datenbank wird die neue CODAP-Datenbank
folgeprojekt der abgeschlossenen Schadensda-
ganz auf einer Internet-Plattform der OECD-NEA
tenbank-Projekte OPDE (OECD Piping Failure Data
laufen. Der Betrachtungsumfang erstreckt sich
Exchange Project) und SCAP-SCC (Stress Corro-
auf die druckführende Umschliessung von mecha-
sion Cracking and Cable Ageing Project, Teilpro-
nischen Komponenten aus sicherheitstechnisch
jekt Spannungsrisskorrosion). Es wurde im Juni
klassierten Bereichen, wobei auch unklassierte
2011 begonnen und übernimmt die in den Vor-
Komponenten einbezogen werden, wenn diese zu
gängerprojekten
Überflutungen oder anderen sicherheitstechnisch
gesammelten
Schadensdaten
der beteiligten Mitgliedsländer. Am CODAP Pro-
relevanten Vorkommnissen beigetragen haben.
jekt sind nach derzeitigem Stand zwölf Länder be-
Ein Hauptarbeitspunkt im Jahre 2011 war die Ge-
teiligt: Deutschland, Frankreich, Schweden, Süd-
staltung der Datenfelder für die Event-Database, in
korea, USA, Schweiz, Finnland, Spanien, Taiwan,
der die einzelnen Schadensfälle erfasst werden sol-
Kanada, Tschechien und Japan. Es gibt möglicher-
len. Die Zahl der Datenfelder sollte möglichst ge-
weise weitere insbesondere europäische Länder,
ring gehalten werden und sich auf die für die ver-
die eine Teilnahme anstreben. Bereits jetzt ist ein
schiedenen Auswertungen nützlichen Felder kon-
grosser Teil der Kernkraftwerke westlicher Bauart
zentrieren.
durch die beteiligten Länder im Projekt vertreten.
Datenfelder, die sich aus der Instandhaltungs-
Die Ziele des CODAP-Projektes sind:
praxis heraus nicht füllen lassen, aber wesentlich
❚ Informationen zu Schadensfällen an passiven
zum Verständnis des Schädigungsmechanismus
metallischen Komponenten von Kernkraftwer-
sind, sollen in eine zusätzliche Wissensdatenbank
ken in einer Datenbank zu sammeln,
(Knowledge-Database) integriert werden, deren
Aufbau sich an derjenigen des SCAP-SCC-Projekts
Verständnis der Ursachen und Auswirkungen
orientiert. So sind gewisse, für das Verständnis von
32
❚ Informationen auszuwerten, um ein besseres
strömungsunterstützer Korrosion (Flow-Assisted
den herausgegeben werden. Für das CODAP-Pro-
Corrosion FAC) gewünschte, Datenfelder in der In-
jekt werden weiter Daten zu Schadensfällen ge-
standhaltungspraxis nicht verfügbar, wie zum Bei-
sammelt und es wird mit der Arbeit an der Wis-
spiel für detaillierte lokale Strömungsverhältnisse.
sensdatenbank begonnen.
In der Wissensdatenbank werden daher auch Er-
Für die Schweiz ist vorgesehen, die Betreiber der
kenntnisse aus Laborversuchen und Forschungs-
Kernkraftwerke in das CODAP-Projekt einzubin-
projekten berücksichtigt, soweit diese veröffent
den. Zum einen können dann die Daten aus Scha-
licht sind oder von den Teilnehmern zur Verfügung
densfällen aus erster Hand in die Schadensdaten-
gestellt werden. Eigene Laborversuche innerhalb
bank eingetragen werden, zum anderen steht den
des CODAP-Projekts sind nicht vorgesehen.
Betreibern eine weitere Quelle für die Auswertung
der internationalen Betriebserfahrung für die In-
standhaltung und Alterungsüberwachung zur Verfügung.
Die aktuelle Version der Event-Database des
CODAP-Projekts umfasst über 4300 Datensätze von Schäden an mechanischen Ausrüstungen,
90 davon aus der Schweiz. Inbegriffen sind unter
anderem die Daten der in den 1980er-Jahren ausgetauschten Umwälzschleife des Kernkraftwerks
1.2.2OECD COMPSIS – Exchange of
Operating Experience Concerning Computer-based Systems
Important to Safety
Mühleberg, die zu typischen klassischen Fällen
von Spannungsrisskorrosion in Siedewasseranla-
gen zählen. Die Datenbank trägt so auch zum Wis-
ENSI-Projektbegleiter: Rudolf Jäggi
senserhalt über frühere Schadensfälle bei.
Für das ENSI steht mit der Datensammlung und
Einleitung
der Hintergrundinformation eine direkte und ak-
Im COMPSIS-Projekt der Nuclear Energy Agen-
tuelle Quelle der internationalen Erfahrung mit
cy (NEA) der OECD wurde eine internationale
Schadensfällen an klassierten mechanischen Aus-
Datenbank über Betriebserfahrungen mit com-
rüstungen zur Verfügung. Diese kann unmittelbar
puterbasierten Systemen in Kernkraftwerken er-
angewendet werden zur Beurteilung von:
stellt. Die Daten wurden erweitert und ausgewer-
❚ Instandhaltungsprogrammen und -massnahmen,
tet. In der Projektphase von 2008 bis 2011 war
❚ W iederholungsprüfprogrammen,
die Zusammensetzung der Teilnehmerländer fol-
❚ Alterungsüberwachungsprogrammen,
gendermassen: Deutschland, Finnland, Schwe-
❚ Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prü-
den, Südkorea, Taiwan, Ungarn, USA und die
fungen,
❚ Risikoinformierte Anwendungen in der Instand-
haltung,
❚ Quantifizierung von Schadensfällen im Rahmen
der probabilistischen Sicherheitsanalyse.
Schweiz. Das Projekt wird von einer Gruppe von
Fachleuten aus den Teilnehmerländern gesteuert («Steering Group», SG). Die SG wird vom norwegischen Institut für Energietechnik (IFE) unterstützt, welches als Operating Agent (OA) auch für
Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden
die Betreuung der Datenbank und die Qualitätssi-
trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu-
cherung der Daten verantwortlich ist. Das IFE be-
chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber
treibt unter anderem auch den Forschungsreak-
zu bewerten.
tor in Halden und organisiert das dazugehörige
Ein von allen Teilnehmern erkannter wichtiger Ne-
OECD-Halden-Projekt. Die Inhalte der COMPSIS-
benaspekt beim Projekt CODAP ist der damit mög-
Datenbank sind nur von den bezeichneten Mit-
liche Wissens- und Erfahrungstransfer an die nach-
gliedern der Steering Group und dem Operator
folgende Generation von Nuklearingenieuren, da-
Agent einsehbar.
mit das Wissen aus früheren Schadensfällen nicht
durch den Personalwechsel verloren geht.
Projektziele des Berichtsjahres und
wichtige Ergebnisse
Ausblick
Das im Jahr 2009 definierte Hauptziel für die Erfas-
2012 werden noch ein Projekt-Abschlussbericht
sung und Bereitstellung von weiteren Daten konn-
für das OPDE-Projekt erstellt und eine weitere ab-
te im Jahr 2010 und 2011 stark verbessert werden.
schliessende CD mit Daten zu Rohrleitungsschä-
Im Jahr 2011 wurden noch weitere 19 Schadens-
33
ereignisse erfasst. Mit Stand Ende 2011 sind somit insgesamt 97 Ereignisse erfasst worden. Davon
sind 82 Meldungen überprüft und in der Daten-
1.2.3OECD ICDE – International
Common-Cause Failure Data
Exchange
bank für die Mitgliedländer zugänglich. Die restlichen 15 Ereignisse werden nach den Kriterien der
Datenerfassungs-Richtlinien (Coding Guidelines)
ENSI-Projektbegleiter: Roland Beutler
durch das Team des OA geprüft und anschliessend
in die Datenbank aufgenommen. Von der Schweiz
Einleitung
ist bis jetzt lediglich ein Ereignis eingegeben wor-
Das International Common-Cause-Failure-Data-
den, was unter anderem daran liegt, dass erst bei
Exchange-Projekt (ICDE) wird seit 1998 unter der
einem Werk der Reaktorschutz in digitaler Leit-
Federführung der OECD Nuclear Energy Agen-
technik ausgerüstet wurde.
cy betrieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist
Die Mitglieder der SG des Projekts COMPSIS ha-
die Förderung des internationalen Erfahrungsaus-
ben im Rahmen ihres letzten Meetings im Novem-
tausches über sogenannte Common-Cause-Failu-
ber einen Bericht über die vergangene Projektpha-
re-Ereignisse (CCF). Dies sind Ereignisse, bei de-
se verfasst. Der Bericht wurde per Ende Jahr 2011
nen gleichartige Fehler an mindestens zwei Kom-
zu Handen des Committee for the Safety of Nucle-
ponenten aufgrund einer gemeinsamen Ursache
ar Installations (CSNI) eingereicht.
auftreten. Im Projekt werden Daten zu CCF-Ereignissen von verschiedenen Komponententypen
gesammelt, ausgewertet und die Erkenntnisse in
Das Projekt soll Daten zu Ausfällen und Fehlern in
sich am ICDE-Projekt neben der Schweiz zehn wei-
digitalen Leittechniksystemen in einer Datenbank
tere Länder, in denen der Grossteil der weltweiten
bereitstellen. Diese Datenbank liefert Informati-
Kernkraftwerke betrieben wird. Das Projekt wird
onen über die Grundursachen und Fehlerarten und
durch Beiträge der beteiligten Länder finanziert.
über die wechselseitige Beeinflussung von Hard-
Die Phase VI des Projekts wurde im April 2011 ge-
ware und Software. Die Datensammlung erfolgt
startet und wird bis Dezember 2014 dauern.
Projektberichten veröffentlicht. Zurzeit beteiligen
unabhängig von der Sicherheitsrelevanz der LeitDie COMPSIS-Datenbank liefert Informationen
über die Betriebserfahrung vieler Kernkraftwerke
Aufgrund der Fukushima-Ereignisse wurde das
aus verschiedenen Ländern. Diese Erkenntnisse
erste der beiden jährlichen ICDE-Projekt-Treffen
können auch bei der Begutachtung und bei In-
im Frühjahr 2011 annulliert. Daher haben sich ver-
spektionen von rechnerbasierten Systemen ver-
schiedene Arbeiten verzögert. Im Jahr 2011 konn-
wendet werden.
ten insbesondere folgende Arbeiten durchgeführt
systeme, um eine grössere Datenbasis zu erhalten.
werden:
Ausblick
❚ Datenerfassung: Im Berichtsjahr wurden wei-
Die laufende Projektphase (2008–2010/11) wur-
tere Ereignisse in die ICDE-Datenbank aufge-
de mit dem Bericht per Ende November 2011 ab-
nommen. Die Datenbank enthält insgesamt an-
geschlossen. Der Bericht konnte bis zur CSNI-Sit-
nähernd 1600 potenzielle oder effektive CCF-Er-
zung im Dezember nicht von allen Mitgliedern der
eignisse für 10 verschiedene Komponententypen.
Programme Review Group eingesehen werden
❚ Kodierungsrichtlinien: In den sogenannten
und soll voraussichtlich an der nächsten Sitzung
Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun
dem CSNI vorgelegt werden. Die Weiterführung
gen an die Datenerfassung von spezifischen
des COMPSIS-Projekts ist wegen mangelnder Be-
Komponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit
teiligung der Mitgliedsländer fraglich. Der defini-
werden diese Kodierungsrichtlinien überarbei-
tive Entscheid darüber soll im Juni 2012 anlässlich
tet. Wie geplant wurde an der Entwicklung der
des nächsten Treffens gefasst werden. Damit die
folgenden Kodierungsrichtlinien gearbeitet:
Erkenntnisse aus dem COMPSIS-Projekt weiter ge-
– Eine neue Version der Kodierungsrichtlinie für
nutzt werden können, soll auch geprüft werden,
den Komponententyp Lüfter liegt vor und wur-
ob eine Zusammenlegung mit anderen Projekten
de den teilnehmenden Ländern zur Stellung-
sinnvoll wäre.
nahme geschickt.
– Eine überarbeitete Version der Kodierungs-
34
richtlinie für den Komponententyp Frisch-
stehen und um mögliche Massnahmen zur Verhin-
dampf-Absperrventile wurde erstellt.
derung oder zur Eingrenzung der Auswirkungen
– Die generelle Kodierungsrichtlinie (Dokument
zu ergreifen. Die ausgewerteten Ereignisse können
ICDE CG00-09) zum allgemeinen Vorgehen
zudem für die Quantifizierung der Wahrscheinlich-
bei der Datensammlung wurde bearbeitet. Die
keit von CCF, wie sie für die probabilistischen Si-
letzte öffentliche Version vom Jahr 2004 ist auf
cherheitsanalysen (PSA) benötigt wird, genutzt
der ICDE-Projekt-Webseite verfügbar.
werden.
❚ Komponentenberichte: Zu jedem betrachteten
Komponententyp wird im Rahmen des ICDE-Pro-
Ausblick
jekts ein sogenannter Komponentenbericht er-
Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt:
stellt. Aufgrund der vom ICDE gesammelten Da-
❚ Die neue Version des Komponentenberichts
ten werden darin zum Beispiel die häufigste Art
zu Kreiselpumpen soll als NEA/CSNI-Bericht im
der Fehleridentifizierung oder die wesentlichen
Fehlermechanismen von CCF dargelegt. Im Berichtsjahr wurden folgende Komponentenberichte bearbeitet:
– Unter der Leitung von Schweden wurde eine
neue Version des Komponentenberichts zu
Frühling 2012 veröffentlicht werden.
❚ Der letzte Entwurf der Kodierungsrichtlinie für
den Komponententyp Lüfter soll erstellt werden.
❚ Die Datensammlung für den Komponententyp
Frischdampf-Absperrventile soll nach einer Testphase im Jahr 2012 beginnen.
Wärmetauschern erstellt.
– Unter der Leitung der U.S.NRC wird der Komponentenbericht für den Komponententyp Steuer-
1.2.4OECD FIRE – Fire Incident
Record Exchange
stabantriebe entworfen. Ein neuer Entwurf des
Berichts (Version 3, September 2011) liegt vor.
– Der letzte Entwurf des überarbeiteten Kompo-
ENSI-Projektbegleiterin: Annette Ramezanian
nentenberichts zu Kreiselpumpen wurde den
teilnehmenden Ländern verteilt.
Einleitung
❚ Übergeordnete Projektberichte: Im Rahmen
Das Ziel des Projektes «OECD Fire Incident Record
des ICDE-Projektes werden auch Berichte er-
Exchange» (OECD FIRE) ist die Erhebung und die
stellt, die übergeordnete Aspekte des Projekts
Analyse von Daten zu Brandereignissen in Kern-
beschreiben (wie z. B. Projektbeschreibung,
kraftwerken der OECD-Mitgliedsstaaten. Das Pro-
Qualitätssicherung, Berichterstattungskriterien).
jekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Ausbrei-
Im Berichtsjahr wurde folgender übergeordneter
tung und die Auswirkungen von Bränden besser
Bericht bearbeitet:
zu verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet,
– Eine aktualisierte Version des übergeordneten
die Brandverhütung weiter zu optimieren und die
Berichtes zum ICDE-Projekt (Dokument ICDE
phänomenologische und statistische Basis für Pro-
PR00: Summary of the ICDE Project) wurde auf
babilistische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kern-
die öffentliche Webseite des ICDE-Projekts auf-
kraftwerken zu verbessern. Die in OECD FIRE ent-
geschaltet.
wickelte Datenbank steht denjenigen Staaten zur
Die im Rahmen des ICDE-Projekts im Jahr 2011
Verfügung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies
gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen
Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada,
bezüglich CCF-Ereignissen lieferten keinen Anlass,
Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südko-
Massnahmen in den schweizerischen Kernkraft-
rea, Tschechien und die USA.
werken zu ergreifen.
Das Budget für das Jahr 2011 wurde eingehalten.
Planmässig wurden im Jahr 2011 Daten zu wei-
CCF-Ereignisse haben ein hohes Schädigungspo-
Ereignisse wurden von den entsprechenden Län-
tenzial, denn sie können die Funktion mehrerer re-
dervertretern während einer Projektsitzung vertieft
dundanter Stränge eines Sicherheitssystems beein-
dargestellt. Im Rahmen der Projektsitzung wurde
trächtigen. Im Rahmen des ICDE-Projekts werden
eine Kategorisierung von Komponenten für die
CCF-Ereignisse über längere Zeiträume gesammelt
FIRE-Datenbank verabschiedet. Auf dieser Grund-
und ausgewertet, um die Ursachen besser zu ver-
lage wurden die weiteren Schritte zur Bestimmung
teren Brandereignissen gesammelt. Einige dieser
35
komponentenbezogener
Brand-Eintrittshäufig-
betracht der geringen Anzahl neuer Brandereig-
keiten diskutiert (Möglichkeit der Erhebung der
nisse kommt dieser Möglichkeit, die Datenbasis
Anzahl von Komponenten in Kernkraftwerken, Er-
zu verbreitern, eine grosse Bedeutung zu. Als Ziel
hebung der erfassten Zeiten des Lastbetriebs und
für das Jahr 2012 ist der Abschluss der Auswer-
des Stillstands von Kernkraftwerken). Die Auswer-
tungen der Datenbank bezüglich hochenerge-
tung der Datenbank bezüglich raumbezogener
tischer Lichtbögen vorgesehen. Als weiteres Ziel
Brand-Eintrittshäufigkeiten
abgeschlos-
wird die Bestimmung komponentenbezogener
sen. Der Bericht (Topical Report) zu hochenerge-
wurde
Brand-Eintrittshäufigkeiten angestrebt. Da dies
tischen Lichtbögen konnte nicht wie geplant fer-
weitergehende Datenerhebungen zur kraftwerks-
tiggestellt werden, da den mit dieser Aufgabe be-
spezifischen Anzahl von Komponenten der ver-
trauten Ländervertretern im Jahr 2011 wegen der
schiedenen Gruppen voraussetzt, ist dieses Ziel nur
erforderlichen Aufarbeitung der Ereignisse in Fu-
langfristig zu erreichen.
kushima kein ausreichendes Zeitbudget zur Verfügung stand. Der Bericht soll neu im Frühjahr 2012
verabschiedet werden. Damit wurden die Projekt-
1.3 Externe Ereignisse
ziele für 2011 nur teilweise erreicht. Das Budget
wurde eingehalten.
Neben den Schäden, die durch Ereignisse innerhalb
eines Kernkraftwerks entstehen können, berück-
sichtigen die Sicherheitsanalysen für Kernkraft-
Das Committee on the Safety of Nuclear Installa-
sen treffen können. Das ENSI unterstützt zu die-
tions (CSNI) führte eine Untersuchung zum Rei-
sem Bereich mehrheitlich internationale Projekte
fegrad der probabilistischen Brandanalysen für
unter Federführung der OECD, der Internationa-
Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer Umfra-
len Atomenergie-Agentur IAEA und der finnischen
ge in den Kernenergie produzierenden OECD-Mit-
Forschungseinrichtung VTT. Einerseits wird die Ro-
gliedsstaaten wurde das Sammeln zuverlässiger
bustheit von sicherheitsrelevanten elektrischen
Brandereignisdaten als einer der wichtigsten Punkte
Systemen gegenüber den Auswirkungen von
zur Weiterentwicklung der Brandanalyse identifi-
Überspannungen betrachtet; diese können vom
ziert. In der Folge beschloss das CSNI, das Projekt
Hochspannungsbereich ausgehen und sich wegen
OECD FIRE zu initiieren. Da Brandereignisse in Kern-
ihres hohen Energiegehalts auf eine grosse Zahl
kraftwerken sehr selten sind, war ein Zusammen-
von Kraftwerkssystemen negativ auswirken. An-
schluss auf internationaler Basis zwingend notwen-
dererseits geht es um die Auswirkungen von Erd-
dig. In der Schweiz unterhalten alle vier Kernkraft-
beben und Flugzeugabstürzen auf die Tragwerke
werk-Betreiber eine werkspezifische Brand-PSA.
von sicherheitsrelevanten Gebäuden. Weil dabei
Diese Analysen sind, wie die gesamte PSA, regel-
aufwendige Experimente und Simulationen durch-
mässig zu aktualisieren und dem Stand der Tech-
geführt werden, ist die internationale Zusammen-
nik anzupassen. Sowohl für diese Weiterentwick-
arbeit wichtig. Zugleich wird der Erfahrungsaus-
lung der Brand-PSA als auch für deren Überprüfung
tausch zwischen den Ländern gefördert. Speziell
durch das ENSI ist eine belastbare, auf realen Brand-
auf die Schweizer Verhältnisse zugeschnitten ist
ereignissen basierende Datenbasis wichtig.
schliesslich die Arbeit der Expertengruppen Stark-
werke auch Ereignisse, die eine Anlage von aus-
beben des Schweizerischen Erdbebendienstes SED.
Ausblick
Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen
sollen weiterhin laufend erhoben und die Datenbank soweit möglich durch weitere Brandereignisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Fer-
1.3.1OECD DIDELSYS – Defence In
Depth in ELectrical SYStems
and Grid Interaction
ner sollen jährlich im Rahmen der Projektsitzungen
konkrete Auswertungen der Datenbank festgelegt
werden. Diese sollen nicht nur Fragestellungen der
ENSI-Projektbegleiter: Franz Altkind
teilnehmenden Länder beantworten, sondern da-
Einleitung
jekt beizutreten, Brandereignisdaten beizusteu-
Bei dem Projekt DIDELSYS geht es um Auswir-
ern und von der Datenbank zu profitieren. In An-
kungen von Überspannungen, welche in einem
36
rüber hinaus weitere Länder motivieren, dem Pro-
Kernkraftwerk auftreten können. Diese können
nannten «Technical Opinion Paper» – TOP. Der Ver-
durch Blitz oder auch Fehlschaltungen in der Hoch-
treter der Schweiz hat dazu einen Beitrag zum The-
spannungsanlage ausgelöst werden, wie dies im
ma «Communication Interface between NPP and
Jahre 2006 im schwedischen Kernkraftwerk Fors-
Grid» geliefert. Dieser Bericht wurde vom Commit-
mark 1 der Fall war. Der Ursprung für solche Über-
tee on the Safety of Nuclear Installations CSNI bei
spannungen liegt im Hochspannungsbereich, wo-
der Dezember-Sitzung gutgeheissen.
bei der Energiegehalt durch die Speisung vom Netz
Zudem wurde aus aktuellem Anlass das Thema Fu-
bzw. vom Generator sehr hoch ist. Das hat zur Fol-
kushima aufgenommen. Es wurde beschlossen,
ge, dass sich die Überspannungen auf eine grosse
dass sich eine neue Expertengruppe diesem The-
Zahl von Systemen negativ auswirken können. Da-
ma annehmen soll. Dazu wurde ein Grundlagen-
her sind die Ausrüstungen, die Annahmen und die
papier erarbeitet, welches den inhaltlichen Auftrag
gestaffelte Sicherheitsvorsorge (defense in depth)
wie folgt beschreibt:
sowohl bei der Erstauslegung als auch bei Ände-
Die Auslegung von Kernkraftwerken ist bezüg-
rungen entsprechend zu prüfen. Konkret sollen
lich Ereignisannahme und Unfallmanagement zu
Überspannungen auf der Höchstspannungsebene
erweitern respektive zu überprüfen. Insbesonde-
keine bzw. beherrschte Auswirkungen auf andere
re soll hier neben dem Betriebsverhalten auch das-
Ebenen wie zum Beispiel die Notstromspannungs-
jenige während Abstellungen berücksichtigt wer-
ebenen haben. Bei Inbetriebnahme bzw. wieder-
den. Als Erkenntnis sollen auch die Lagerbecken
kehrenden Tests von Schutzeinrichtungen sollten
des Brennstoffes miteinbezogen werden. Die Situ-
Methoden angewendet werden, die sicherstellen,
ation bei vollständigem Verlust der Energieversor-
dass alle denkbaren Ereignisse abgedeckt werden.
gung muss bedacht und bewertet werden.
Das Projekt hat vor allem zwei Ziele: Erstens soll
Generell soll die Robustheit der elektrischen Sys
der Stand des Wissens zur Robustheit von sicher-
teme für externe Ereignissen überprüft werden.
heitsrelevanten elektrischen Systemen zusam-
Dabei sind auch die notwendigen Unterstützungs-
mengestellt werden; dabei sollen die Wechselwir-
systeme zu analysieren und zu bewerten. Ebenso
kungen mit anderen elektrischen Systemen, die
gilt dies für die damit zusammenhängenden Ab-
Nutzung neuer Technologien und die damit ver-
läufe und Ausbildungen. Für den Fall eines totalen
bundene Modernisierung älterer Anlagen berück-
Stromverlustes ist ein übergreifender Ansatz not-
sichtigt werden. Zweitens sollen im Projekt Richtli-
wendig. Insbesondere sind wichtige Kenngrössen
nien für die Kommunikation zwischen Netzbetrei-
wie raumbezogene Wärmeentwicklung, Ventilati-
bern, Aufsichtsbehörden und Betreibern entwi-
on, Leckage sowie Borkonzentration und Kapazi-
ckelt werden.
tät der Notstandsbatterien dabei entscheidend.
Als weiterer Punkt soll der Umgang mit teilde-
wichtige Ergebnisse
fekten elektrischen Ausrüstungen und Reparatur-
Bei einer Projektsitzung im Mai 2011 wurden un-
arbeit mit werksfremden Organisationen ist zu hin-
ter anderem Ergebnisse von Simulationsmodellen
terfragen. Dasselbe gilt für die Vorkehrungen zur
in Spanien und Frankreich betreffend den mög-
Wiederverbindung der Einspeisungen, um die mi-
lichen Überspannungen nach einem Kurzschluss
nimalen Ausrüstungen für die Nachzerfallswär-
aufgezeigt. Das Beispiel des Vertreters von Eng-
meabfuhr betreiben zu können. Dazu sollen Un-
land zeigte auch auf, dass externe nahegelegene
wägbarkeiten und potenzielle Hindernisse erkannt
Fehlhandlungen Auswirkungen auf KKWs haben
werden. Die Möglichkeiten zur behelfsmässigen
können (z.B. wurde durch eine fehlerhafte Hand-
Fremdeinspeisung zur Versorgung der Werksinfra-
lung in nahegelegenen Windparks die Abschal-
struktur sollen vorsorglich untersucht werden. Die
tung eines KKW bewirkt). Ein weiterer Vortrag be-
Wahrnehmung der Reparatur- und Behelfsmass-
schäftigte sich mit der elektrischen Auslegung des
nahmen im Fall des Verlustes der externen Einspei-
European Pressurized Water Reactor EPR und di-
sung innerhalb der Notfallplanung soll beachtet
versen Massnahmen betreffend dem Thema Com-
werden. Auch die Begeh- respektive Befahrbarkeit
mon Cause Failure CCF (siehe zu diesem Ereignis
zum Werksgelände nach einem externen Ereignis
typ auch das Projekt OECD-ICDE, Kap. 1.2.3) und
ist zu berücksichtigen.
Diversität bei diesem Anlagentyp.
Insgesamt sind die Bedeutung der elektrischen
Das wichtigste Ziel war jedoch die Festlegung des
Ausrüstung sowie die wichtigen Informationen
Inhalts und der anzustrebenden Tiefe des soge-
mit deren Darstellungsmöglichkeiten festzulegen
möglichkeiten untersucht werden. Die Zusammen-
37
und entsprechend in den zukünftigen Normen zur
Tests zurück (sogenannte Meppen-Tests), anderer-
Elektro- und Leittechnik abzubilden.
seits wurden neue Impact-Versuche im «VTT Technical Research Centre» in Finnland durchgeführt.
Mit unterschiedlichen Berechnungsmethoden der
Das Projekt hat eine grosse Bedeutung, da der Vor-
gebnisse nachvollzogen bzw. vorhergesagt.
fall in Forsmark gezeigt hat, dass sowohl bei der
Das ENSI hatte 2010 aktiv am Benchmark-Projekt
Planung als auch bei der Inbetriebnahme und bei
teilgenommen und wurde von der Firma Basler &
den Wiederholungsprüfungen von Anlageteilen
Hofmann (B&H) unterstützt. Insgesamt hatten 28
Verbesserungen nötig sind. Die möglichen Szena-
Fachteams aus 11 Ländern (aus Europa, USA, Ka-
rien müssen überprüft bzw. die Ausrüstungen ent-
nada, Japan und Südkorea) Berechnungen durch-
sprechend umfassend getestet werden.
geführt und ins Projekt eingegeben. Im Jahr 2011
verschiedenen Teilnehmer wurden die Versuchser-
kam als weiterer Experte des ENSI die Stangen-
Ausblick
berg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bochum,
Für das Jahr 2012 ist die Publikation des DIDELSYS
Deutschland, hinzu. Im Jahr 2011 wurden modifi-
Task Group Report und des TOP geplant. Ausser-
zierte Nachberechnungen zu den VTT-Anprallver-
dem soll der Projektabschluss von DIDELSYS 2 er-
suchen in Kenntnis der Versuchsergebnisse durch-
folgen.
geführt.
Grundsätzlich ist der Schnittstelle Netz – KKW,
ten handelt, zum Beispiel bei Änderungen ein er-
höhtes Augenmerk zu schenken. Änderungen na-
Im Berichtsjahr wurden seitens der Projektleitung
tionaler bzw. globaler Art wie solche der Grund-
weitere Auswertungen der Ergebnisse der teilneh-
satzphilosophie des Netzbetreibers sind in Bezug
menden Fachteams durchgeführt und die Arbeiten
auf den sicheren Betrieb von Kernkraftwerken zu
am OECD-Schlussbericht begonnen. Eine Auswahl
untersuchen.
der bisherigen Schlussfolgerungen und Empfeh-
auch wenn es sich um nicht klassierte Komponen-
lungen sind nachstehend aufgeführt:
❚ Von den beiden VTT-Testtypen, zum einen mit do-
1.3.2OECD IRIS_2010 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anpralllasten
minierendem Biegetragverhalten infolge Weichgeschossaufprall (flexural tests) und zum andern
mit ausgeprägtem Durchstanztragverhalten in
Form von Hartgeschoss-Penetration/Perforation
Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge
(punching tests), konnten die Biegeversuche bes-
nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &
ser vorausgesagt werden. Bei den «Punching»-
Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich
Versuchen spielten die starken Unschärfen der
ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger
hier massgebenden dynamischen Betoneigenschaften eine grosse, erschwerende Rolle.
Einleitung
❚ Eine genaue Simulation der Versuchsergebnisse
Das Projekt beschäftigt sich mit den Berechnungs-
kann nicht erwartet werden. Schäden wie Beton-
methoden (Computerprogramme, vereinfachte
Erosion sind numerisch nur schwer zu simulieren.
Modelle, empirische Formeln) für das Tragwerks-
❚ Die Streuung der Simulationsberechnungen ist
verhalten von Stahlbetonstrukturen unter stossar-
gross, was hauptsächlich an der Erfahrung der
tigen Einwirkungen und leistet damit einen Beitrag
Fachteams, der verwendeten Methoden, unter-
zur Behandlung des Lastfalles Flugzeugabsturz.
schiedlichen Annahmen der Materialkennwerte
Der Titel dieses Projekts lautet «Improving Robust-
und weniger an den eingesetzten Berechnungs-
ness Assessment Methodologies for Structures Im-
programmen liegt.
pacted by MissileS», kurz IRIS_2010.
❚ Es sollten Berechnungsprogramme verwendet
Das Ziel dieses Projektes ist es, Leitlinien und ge-
werden, mit denen die Fachteams gut vertraut
eignete Methoden zur Bewertung der Integrität
sind. Dabei sollten möglichst verschiedene nu-
von Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Ein-
merische Simulationsberechnungen durchge-
wirkungen zu entwickeln bzw. vorhandene Me-
führt werden.
thoden zu validieren. Das Projekt greift einerseits
❚ Es sollten Sensitivitätsstudien mit Variation der
auf verfügbare Daten von bereits durchgeführten
wesentlichen Parameter durchgeführt werden.
38
❚ Der zu berechnende Fall sollte so einfach wie
möglich behandelt werden, z. B. mit Einsatz des
1000
Blind pre-computation
Post-comp. SPI fct
Post comp. GRS fct
Riera-Verfahrens für das Lastmodell und Verwendung eines 2-D-FE-Modells im Falle einer über-
800
Die Bauexperten B&H und SPI revidierten ihre Berechnungen zu IRIS_2010 im Berichtszeitraum. Dabei revidierte SPI lediglich die Ermittlung der Stoss-
Load [kN]
wiegenden Biegebeanspruchung.
last-Zeit-Funktion beim Biegeversuch VTT. Die Lastfunktion wurde aufgrund einer reduzierten Ein-
600
400
200
schätzung des Berstwiderstandes des Projektils
nach dem Riera-Verfahren neu ermittelt und zeigte
0
kleinere Amplituden und eine grössere Zeitdauer, vgl. blaue (Vorberechnung) und grüne (Nach-
0
4
8
12
16
Time [ms]
20
berechnung) Kurven in Abbildung 4 oben. Ausserdem wurde eine von der Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS), Köln, mit einem aufwendigen
80
3-D-Modell des Projektils errechnete Lastfunktion
Post-comp. SPI fct
Post comp. GRS fct
Test B1
Test B2
verwendet (hellblaue Kurve). Es ergaben sich im
den sonst unveränderten Nachberechnungen sehr
gute Übereinstimmungen bei Verschiebungen in
Plattenmitte (Abbildung 4 unten) sowie bei Betonund Stahldehnungen (Abbildung 5). SPI präsentierte die für das Projekt IRIS_2010 durchgeführten
Displacement [mm]
Vergleich zu den Messwerten (rote Kurven) aus
60
40
20
eigenen Vor- und Nachberechnungen sowie einige der B&H-Nachberechnungen auf der Konferenz
SMiRT21 (Structural Mechanics in Reactor Technology, New Delhi, Indien, 6.-11. November 2011).
0
0
20
40
Time [s]
60
80
Mit dem Projekt IRIS_2010 der OECD kann ein
einem von den Organisatoren vorgegebenen ein-
aktueller Überblick zum Stand von Wissenschaft
deutigen Satz von Materialkennwerten noch ein-
und Technik für die Berechnungsmethoden in Be-
mal zu berechnen und die Übereinstimmung mit
zug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz erarbeitet
den Testresultaten zu verbessern. Durch die Klä-
werden. Die Validierung der Berechnungsmodelle
rung der genauen Materialkennwerte sollen die
fördert eine realistischere Abschätzung von Versa-
epistemischen Unsicherheiten reduziert werden.
gensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven.
Es sollen in diesem Projekt von den beteiligten
Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem
Fachteams verstärkt auch vereinfachte Modelle
Projekt das Know-how zur Sicherheitsbeurteilung
eingesetzt werden.
der Kernanlagen bei Flugzeugabsturz und anderen
Das ENSI beabsichtigt, sich mit Unterstützung sei-
stossartigen Einwirkungen wie zum Beispiel Last-
ner Bauexperten B&H und SPI auch am Folgepro-
absturz. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si-
jekt IRIS_2012 zu beteiligen. Die Ziele sind, einer-
cherheit der Kernanlagen geleistet.
seits weiterhin den Kontakt und fachlichen Austausch mit den weltweit führenden Experten auf
Ausblick
dem Gebiet der Analyse von extremen Anprall-
Die OECD wird 2012 ein Nachfolgeprojekt organi-
lasten auf Stahlbetonstrukturen zu behalten und
sieren, das Projekt IRIS_2012. Neue Versuche sind
andererseits das Know-how zur Beurteilung der Si-
im Rahmen von IRIS_2012 nicht vorgesehen, son-
cherheit der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz
dern es soll den Teilnehmern von IRIS_2010 und
weiter zu pflegen und zu verbessern. Insbesondere
neu hinzukommenden Fachteams die Gelegen-
soll bei den künftigen VTT-Versuchen (siehe Projekt
heit gegeben werden, die IRIS_2010-Versuche mit
IMPACT-II) der für die Praxis der Auslegung gegen
39
100
Abbildung 4:
VTT Biegetragversuche,
Zeitverläufe der Last
und der Verschiebung
in Plattenmitte.
IRIS_2010 mit dem Tragwerksverhalten von Stahl-
0.4
Concrete strain [%]
betonstrukturen unter stossartigen Einwirkungen.
Post-comp. SPI fct
Post-comp. GRS fct
Test B1
Test B2
Bei diesem Projekt liegt der Schwerpunkt dagegen
auf der Durchführung von Impact-Versuchen mit
Variation zahlreicher Versuchsparameter. Es werden neben dem Verhalten der Stahlbetonstrukturen auch die Einflüsse anderer Parameter wie im
0
anprallenden Projektil vorhandene Flüssigkeiten,
in den Stahlbetonstrukturen herrschende Vorspannung und Liner untersucht.
-0.4
Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Daten und Informationen zu physikalischen Phäno-
0
20
40
60
Time [ms]
80
100
menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbetonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von IMPACT II wurden bis Ende 2011 mehr als 50 Versuche im «VTT Technical Research Centre» in
Finnland durchgeführt. Das Versuchsprogramm
6
Steel strain [%]
umfasste 15 Versuche zum Studium des Durch-
Post-comp. SPI fct
Post-comp. GRS fct
Test B1
stanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-Penetration/Perforation (Punching tests, Testmatrix A),
17 Versuche zum Studium des Biegetragverhaltens
infolge Weichgeschoss-Anprall (Flexural tests, Test-
4
matrix B) und 21 Versuche zur Messung der Stosslast-Zeit-Funktion.
Das ENSI hat sich 2011 entschieden, aktiv an dem
2
Projekt IMPACT II teilzunehmen, und es wird dabei
von den Bauexperten B&H und SPI unterstützt. Am
0
IMPACT-Projekt arbeiten 9 Teams aus 7 Ländern
0
20
40
60
Time [ms]
80
100
mit, darunter befinden sich die nuklearen Aufsichtsbehörden aus 6 Ländern (Finnland, Frank
reich, Kanada, Grossbritannien, USA, Schweiz).
Abbildung 5:
VTT Biegetragver
suche, Zeitverläufe der
Betondehnungen und
der Stahldehnungen.
Aus Deutschland ist die Gesellschaft für AnlagenFlugzeugabsturz sehr wichtige Fall einbezogen
und Reaktorsicherheit (GRS) beteiligt, die die deut-
werden, dass die Grenztragfähigkeit annähernd
schen nuklearen Aufsichtsbehörden berät. VTT
ausgeschöpft wird – sowohl bezüglich Biegung als
und STUK (Aufsichtsbehörde Finnland) starteten
auch bezüglich des durch die Querkraftbewehrung
das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rahmen des
abzusichernden Durchstanzens. Dies ist durch die
Folgeprojektes IMPACT I (2006 bis 2008) schlossen
bisherigen VTT-Versuche nicht abgedeckt.
sich auch ausländische Partner an.
1.3.3IMPACT II – Flugzeugabsturz
auf Stahlbetonstrukturen
Die Versuche der Testmatrix A erfolgten mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»), wel-
Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge-
che vor allem das Eindring- und Durchstanzver-
halten von Triebwerken oder anderer kompakter
Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zü-
Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine Auftreff-
rich
fläche) repräsentieren. Die Versuche der Testma-
trix B erfolgten mit relativ weichen Anprallkörpern
(«soft missile impact») und simulieren das Verhal-
40
Einleitung
ten eines Flugzeugrumpfs oder -flügels. Die Ver-
Das 2009 gestartete Projekt IMPACT II («Impact
suchskörper bestanden in allen Fällen aus quadra-
of an aircraft against a structure») beschäftigt
tischen Betonplatten mit 2 m Seitenlänge und 0,15
sich grundsätzlich ebenso wie das Projekt OECD-
m («soft missile impact») bzw. 0,25 m («hard mis-
sile impact») Plattendicke. Die Anprallkörper hat-
❚ den Versuch WE1A1 aus der Testmatrix B, vgl.
ten Massen von rund 50 kg und Anprallgeschwin-
hierzu Fotos der Plattenvorderseite und des Pro-
digkeiten von etwa 100 m/s bis 160 m/s.
jektils nach dem Versuch in Abbildung 7.
Im Berichtsjahr nahm das ENSI an zwei Work-
Das von SPI verwendete Finite-Element (FE)-Mo-
shops und sogenannten Technical-Advisory-Group
dell mit Abbildung der Stahlbetonplatte, des Stahl-
(TAG)-Meetings in Finnland teil. Dabei wurden von
rahmens und den Stahlrohren zur Abstützung an
ENSI und SPI einerseits Nachberechnungen zu zwei
den Felshorizont (sog. «back pipes») ist in Abbil-
schon durchgeführten IMPACT II-Versuchen prä-
dung 6 rechts dargestellt. Die Nachberechnungen
sentiert. Andererseits wurde auch ein erster kon-
von SPI zu WE1A1 zeigten gute Übereinstim-
kreter Vorschlag für einen Versuch des Projekts
mungen zwischen Messung und Rechnung. Den
IMPACT III (2012 bis 2014) vorgestellt (zum letzt-
gemessenen Maximalwerten der Verschiebungen
genannten Punkt siehe unter «Ausblick»).
von 45 mm, Stahldehnungen von 6 % und Beton-
Bei den zwei Nachberechnungen, zu denen alle
dehnungen von -3 ‰ standen Rechenwerte von
Teams im Workshop am 7.12.2011 ihre Ergebnisse
50 mm, 4 % und -2 ‰ gegenüber. Der Punching-
vorstellten, handelt es sich um
Versuch CTL21, der blind vorauszuberechnen war,
❚ die Versuche CTL3 und CTL21 aus der Testmatrix
zeigte eine vollständige Penetration (Perforation
A, vgl. hierzu Foto der Plattenrückseite nach dem
des Betons), gebrochene Dywidag-Stäbe, gebro-
Versuch CTL3 in Abbildung 6 links (Durchschla-
chene Bewehrung, keine Perforation des Liners,
gen der Platte und des Liners, Restgeschwindig-
plastische Dehnung des Linerblechs 4 % und eine
keit des Projektils 17,5 m/s) und
bleibende Verschiebung von ca. 10 cm. Aufgrund
41
Abbildung 6:
Versuchsplatte (Rück
seite) CTL3 nach Test
(links) und FE-Berech
nungsmodell (rechts).
Abbildung 7:
Versuchsplatte (Vor
derseite) WE1A1 (links)
und Projektil (rechts)
jeweils nach Test.
der Vielzahl der Parameter (Vorspannung, Liner)
stellen nach Auffassung von ENSI und SPI eine Ver-
wurden hier nur Abschätzungen vorgenommen.
besserung des bisherigen Versuchsprogramms dar.
Dabei wurde von SPI richtig vorausgesagt, dass al-
Im ersten Halbjahr 2012 werden zwei Biegever-
ler Wahrscheinlichkeit nach keine Perforation der
suche, zwei Durchstanzversuche und ein Versuch
Platte zu erwarten war.
mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstanzen durchgeführt. Für den letztgenannten Versuch
haben ENSI und SPI einen detaillierten Versuchs-
Mit dem Projekt IMPACT wird sichergestellt, dass
wartenden Ergebnisse im TAG-Meeting im Dezem-
dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von
ber 2011 vorgestellt.
plan vorgelegt sowie Vorberechnungen der zu er-
Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die
Die Validierung der Berechnungsmodelle fördert
1.3.4Expertengruppe Starkbeben/
Standorte KKW
eine realistischere Abschätzung von Versagens-
Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst,
grenzen und von vorhandenen Tragreserven.
ETH Zürich
Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem
ENSI-Projektbegleiter: Thomas van Stiphout
Projekt das Know-how zur Auslegung der Kern-
Einwirkung Flugzeugabsturz zur Verfügung steht.
anlagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt
ein regelmässiger Austausch zu dieser Thema-
Einleitung
tik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbe
Die Expertengruppe Starkbeben des Schweize-
hörden anderer Länder. Damit wird ein wesent-
rischen Erdbebendienstes (SED) beschäftigt sich
licher Beitrag zur Sicherheit der Kernanlagen
mit
geleistet.
Forschungsthemen und der Datenaufbereitung
aufsichtsgerichteten
erdbebenspezifischen
dazu. Übergeordnetes Ziel der Forschungstätig-
Ausblick
keit ist der Erhalt und die Erweiterung von fach-
In den Jahren 2012 bis 2014 wird das Folgepro-
und standortspezifischem Wissen sowie das früh-
jekt IMPACT III durchgeführt, an dem sich das ENSI
zeitige Erkennen von möglichem Handlungsbedarf
ebenfalls beteiligt. In diesem Projekt erfolgt später
aufgrund neuer Erkenntnisse in der Erdbebenfor-
auch ein neuer Versuchsaufbau, der Versuche mit
schung. Die Expertengruppe steht ausserdem bei
Betonplatten von 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis
der Erarbeitung erdbebenrelevanter Teile von ENSI-
100 kg Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit er-
Richtlinien und internationalen Dokumenten zur
lauben wird. Die beiden bisherigen VTT-Testtypen
Verfügung.
decken nicht den für die Praxis der Auslegung
Seit Juli 2010 sind zwei von ursprünglich ange-
gegen Flugzeugabsturz sehr wichtigen Fall des
dachten vier Vollzeitstellen mit einer Laufzeit von
Weichgeschossanpralls ab, bei dem die Grenztrag-
jeweils vier Jahren durch das ENSI finanziert. Auf-
fähigkeit annähernd ausgeschöpft wird – sowohl
grund der Sistierung der neuen Kernkraftwerkpro-
bezüglich Biegung als auch bezüglich des durch
jekte und dem politischen Entscheid zum Ausstieg
die Querkraftbewehrung abzusichernden Durch-
aus der Kernenergie wurde die Expertengruppe
stanzens (siehe auch Projekt OECD-IRIS_2010).
entgegen ursprünglichen Plänen nicht weiter aus-
ENSI und SPI haben daher vorgeschlagen, dass im
gebaut. Das ENSI hat den Forschungsinhalt und
Projekt IMPACT III neben den bisherigen reinen
die Forschungsziele der Expertengruppe zusam-
Biege- und Durchstanzversuchen auch Versuche
men mit dem SED entsprechend angepasst und
mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstan-
vermehrt auf die Thematik der geologischen Tie-
zen (Weichgeschossanprall) erfolgen, also soge-
fenlagerung fokussiert.
nannte «combined bending and punching tests».
den Versuchsgruppe wird das ENSI die Federfüh-
rung übernehmen und die Parameter der Versuche
Der Schwerpunkt der Forschung des Projekts im
massgeblich definieren können. Die Versuche
Jahre 2011 lag auf der Verbesserung der regio-
mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstan-
nalen und lokalen Erdbebengefährdungs-Abschät-
zen kommen dem realen Verhalten einer Stahlbe-
zung an den existierenden Standorten von Kern-
tonstruktur bei Flugzeugabsturz am nächsten und
anlagen sowie in den vorgeschlagenen Standort-
Innerhalb dieser aus 12 Versuchen bestehen-
42
gebieten geologischer Tiefenlager. Dazu wurden
Verhältnissen, um die vertikale Komponente der
die wichtigsten Prozesse untersucht, welche zur
Bodenbewegung an die relevanten Szenarien für
Bodenbewegung bei Erdbeben beitragen. Diese
die horizontale Komponente anzupassen. Es wur-
umfassen die Beschreibung der Abminderung der
de eine Methode entwickelt, mit welcher das V/H-
seismischen Energie mit grösser werdender Distanz
Bodenbewegungsverhältnis für weiche Ablage-
zum Erdbebenherd, die Entwicklung von Model-
rungen an einen spezifischen Standort angepasst
len für die Verstärkung der Bodenbewegungen in
werden kann. Ein neu eingeführter Parameter
Oberflächennähe sowie das Verständnis der Phä-
(quarter-wave-length seismic impedance constrast
nomene der seismischen Wellenausbreitung in he-
parameter) scheint deutliche Verbesserung zu zei-
terogenen, nichtlinearen Medien. Ausserdem wur-
gen, insbesondere für die Berücksichtigung von
de an alternativen Modellen zur Charakterisierung
Resonanzphänomenen im V/H-Verhältnis.
von seismischen Quellen in der Schweiz geforscht
Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd-
sowie der historische Erdbebenkatalog weiter er-
bebengefährdungs-Analyse abzuschätzen, unter-
gänzt.
sucht die Expertengruppe Starkbeben die Voraus-
Für die Abschätzung der Bodenbewegung an
setzung für den Übergang von der probabi-
einem Standort sind neben der Charakterisie-
listischen zur physik-basierten Erdbebengefähr-
rung der Erdbebenquelle vor allem die Abmin-
dungsanalyse, die für die weitere Entwicklung
derung der seismischen Energie mit der Distanz
nach dem PRP eine tragende Rolle spielen wird.
zum Erdbebenherd und die Verstärkung von Bo-
Die Charakterisierung von seismischen Quellregio
denbewegungen durch lokale Sedimentabla-
nen, die aktuell auf klassischen Zonierungsmodel-
gerungen entscheidend (vgl. Resultate des PE-
len beruhen, ist ein wesentliches Element der
GASOS Refinement Projects PRP). In der Schweiz
heutigen Erdbebengefährdungs-Analysen. Da in
ist die Seismizität relativ gering und somit eben-
der Schweiz aufgrund der geringen Seismizität,
so die Datenverfügbarkeit (beschränkte Spannwei-
der relativen kurzen Beobachtungszeit und der oft
te an Magnituden und Bodenbewegungs-Ampli-
diffus auftretenden Seismizität seismisch aktive
tuden). Die Modellierung der Bodenbewegungen
Brüche kaum oder gar nicht bekannt sind, wird in-
anhand sogenannter Ground Motion Prediction
nerhalb einer Quellregion die Seismizität als räum-
Equations (GMPEs) basiert daher mehrheitlich auf
lich und zeitlich homogen verteilt angenommen.
global erhobenen Datensätzen, welche Schweiz-
Durch die Extrapolation auf die niedrigen Eintre-
spezifische geologische Eigenschaften vernach-
tenswahrscheinlichkeiten von Erdbeben, welche
lässigen. Zur Ergänzung der in PRP vorhandenen
für Kernanlagen relevant sind, sind die Resultate
globalen GMPEs wurde durch den SED mittels ei-
mit relativ hohen Unsicherheiten behaftet. Deswe-
ner stochastischen Methode eine Schweiz-spezi-
gen werden diese Modelle immer stärker durch
fische GMPE eingeführt, welche auf dem in der
geologisch und physikalisch parametrisierte Mo-
Schweiz vorhandenen Datensatz basiert und die
delle ersetzt. Der SED verfolgte deswegen einen
geologischen Bedingungen und Beobachtungen
neuen Ansatz und modellierte mit fraktaler Vertei-
in der Schweiz am besten repräsentiert. Die Ex-
lung von Erdbeben eine realitätsnahe Verteilung
pertengruppe Starkbeben engagiert sich bei der
der Seismizität. Dieser Ansatz stellt einen ersten
Weiterentwicklung dieses Schweiz-spezifischen
Schritt zur simulationsbasierten Gefährdungsbe-
Abminderungsmodelles, untersucht dessen Ei-
rechnung der Quellen dar und wird langfristig mit
genschaften mit den verfügbaren Daten und ver-
der Modellierung komplexer Wellenausbreitungs-
gleicht es mit den globalen GMPEs.
phänomene und mit nichtlinearem Verhalten der
Die Berücksichtigung der lokalen Einflüsse der Se-
Wellenausbreitung kombiniert. Die Expertengrup-
dimentbedeckungen an einem Standort (Standort-
pe hat dazu begonnen, Wellenausbreitungsphäno
effekt) erfolgt meist über eine Standortcharakteri-
mene in dreidimensionalen und heterogenen
sierung und daraus abgeleitete standortspezifische
Medien sowie die Auswirkungen von nichtlinea
frequenzabhängige Amplifikationsfunktionen für
rem Bodenverhalten auf die lokalen Amplifikatio
die horizontale Bodenbewegung. Mit dem V/H-
nen und Standorteffekte zu untersuchen. Dabei
Verhältnis lässt sich die Bodenbewegung in verti-
wird das Wissen über physikalische Grenzen der
kaler Richtung aus der horizontalen Bodenbewe-
Bodenbewegungen von Sedimenten und Fels ver-
gung herleiten. Die aktuellen Erdbebengefähr-
bessert. Dies wird langfristig die Unsicherheiten in
dungs-Analysen (Probabilistic Seismic Hazard As-
den Gefährdungsanalysen reduzieren, um somit die
sessement – PSHA) bedingen den Einsatz von V/H-
Gefährdung besser einzuschätzen. Im Jahr 2011
43
wurden zudem erste Arbeiten in Angriff genom-
Die Forschungsbereiche zu alternativen Ansätzen
men, um die Wahrscheinlichkeiten für Oberflä-
in der Erdbebengefährdungs-Berechnung, wel-
chenverwerfungen zu bestimmen, welche in PE-
che geologisch-basierte und physik-basierte Si-
GASOS und PRP nicht berücksichtigt sind.
mulationen erforschen, liefern wichtige Randbe-
Erdbebendaten bilden die Grundlage für die Erd-
dingungen und neue Erkenntnisse für zukünftige
bebengefährdungs-Berechnungen. Da Schadens-
Gefährdungsabschätzungen. Die Zusammenarbeit
beben in der Schweiz selten sind, muss bei diesen
mit der Expertengruppe erlaubt dem ENSI, frühzei-
Berechnungen auf möglichst weite Zeiträume zu-
tig Handlungsbedarf im Rahmen der Erdbebenge-
rückgegriffen werden. Die instrumentelle Seismo-
fährdung zu erkennen.
logie liefert erst seit 1975 verlässliche Daten zur
seismischen Aktivität auf dem Gebiet der Schweiz.
Ausblick
Die Untersuchung der seismischen Gefährdung ist
Trotz Sistierung der Neubauprojekte für Kernkraft-
deshalb auf historische Quellen aus der «vorinstru-
werke in der Schweiz und dem politischen Ent-
mentellen Zeit» angewiesen. Für grosse Erdbeben
scheid zum Ausstieg aus der Kernenergie bleibt die
werden auch archäologische und paläoseismolo-
Erdbebengefährdung der existierenden schweize-
gische Untersuchungen zur Interpretation von Er-
rischen Kernanlagen ein zentraler Aspekt. Die Ar-
eignissen herbeigezogen. Deshalb beteiligt sich die
beiten des PRP werden weiterhin fachlich verfolgt.
Expertengruppe Starkbeben im Rahmen ihres Auf-
Darüber hinaus berät die Expertengruppe das ENSI
trags an der historischen Datenaufarbeitung von
bezüglich des Vorgehens bei der Analyse der Erd-
Erdbeben. In diesem Zusammenhang wurde 2011
bebengefährdung für die Zeit nach Abschluss des
der überarbeitete Erdbebenkatalog ECOS-09 der
PRP.
Öffentlichkeit online zugänglich gemacht. Er be-
Die Ausrichtung der Forschungstätigkeit der Ex-
inhaltet seismische Parameter sowie, soweit vor-
pertengruppe Starkbeben wird sich über die beste-
handen, Informationen über die Verteilung der
henden Anlagen hinaus vermehrt den Fragestel-
Intensitäts-Datenpunkte und bibliografische An-
lungen im Zusammenhang mit dem Sachplanver-
gaben. Da die historische Seismologie keine ab-
fahren und der zukünftigen Erstellung von Ober-
schliessende Wissenschaft darstellt, wird sich die
flächen- und Untergrundanlagen zur geologischen
Expertengruppe Starkbeben weiterhin an der his
Tiefenlagerung zuwenden. Dazu wird die Exper-
torischen Aufarbeitung von Erdbebenereignissen
tengruppe Starkbeben das ENSI zu Aspekten der
beteiligen, um die Datengrundlage für die Erdbe-
Erdbebenauswirkungen in Untertagebauwerken
bengefährdung weiter zu verbessern. Insbeson-
unterstützen.
dere sollen bestehende Lücken in der historischen
Seismologie für den Zeitraum seit 1878 geschlossen werden.
1.3.5IAEA KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwa
zaki-Kariwa beim Erdbeben
vom 16. Juli 2007
Die Ereignisse rund um die Kernanlagen von Fukushima haben erneut gezeigt, dass die Erdbe-
Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge-
bengefährdung im Zusammenhang mit der nukle-
aren Sicherheit ein wichtiges Thema darstellt. Dies
Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zü-
betrifft nicht nur die Kernanlagen selbst, sondern
rich
auch nahe Bauwerke, von denen Gefahren für die
Sicherheit der Kernanlagen ausgehen können. Mit
Einleitung
beiten wird angestrebt, das gesammelte Wissen
Das Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa in Japan
aus dem 2012 zu Ende gehenden Projekt PRP zu
wurde am 16. Juli 2007 von einem Erdbeben,
erhalten und weiter zu entwickeln. Ergebnisse aus
dem sogenannten Niigataken-chuetso-oki earth-
den Forschungsarbeiten zur Abminderung von
quake (NCOE) der Magnitude 6.6, erschüttert.
seismischen Wellen im Untergrund und zu Stand-
Wegen der geringen Distanz von 16 km zum Epi-
orteinflüssen sowie zum neuen Erdbebenkatalog
zentrum und dank der guten seismischen Anla-
ECOS-09 sind zum Teil bereits in PRP berücksich-
geninstrumentierung steht vom Hauptstoss und
tigt worden.
von den zahlreichen Nachstössen des Erdbebens
44
den von der Expertengruppe durchgeführten Ar-
Abbildung 8:
Schematische Darstel
lung des eingebetteten
Kashiwazaki-Reaktor
gebäudes (Quelle: B&H).
Standort wurden die Erschütterungen in Bohrlö-
chern und in den Bauwerken registriert. Im Rah-
Im Berichtsjahr nahm das ENSI mit den Bauexper
men ihres Extra Budgetary Project on Seismic Sa-
ten B&H und SPI am zweiten und dritten soge-
fety of Existing Nuclear Power Plants koordiniert
nannten Review Meeting (RM) teil (24.–26. Mai
die IAEA die Studie KARISMA (KAshiwazaki-Ka-
und 6.–8. Dezember in Wien). Projektziel im
riwa Research Initiative for Seismic Margin As-
Berichtsjahr war erstens die globaldynamische
sessment). Mit diesem Projekt wird das Verhal-
Berechnung der Erdbeben-Erschütterungen im
ten des im Baugrund tief eingebetteten Reaktor-
Gebäudeinnern unter Beachtung der Boden-Bau-
gebäudes von Block 7 und ausgewählter Einrich-
werks-Wechselwirkung des vergleichsweise tief
tungen analysiert. Dabei werden die Ergebnisse
eingebetteten Reaktorgebäudes (Vorstellung und
von in der Praxis üblichen Modellrechnungen mit
Diskussion der Teambeiträge im zweiten RM, vgl.
den gemessenen Daten verglichen. Dadurch kön-
hierzu Abbildung 8). Zweitens ging es um die
nen wertvolle Erkenntnisse über die vorhandene
Ermittlung der Tragwerksreserven des Reaktor
Erdbebensicherheit bestehender Kernkraftwerke
gebäudes mittels nichtlinearer dynamischer Be-
und über den Einfluss einer tiefen Einbettung im
rechnungen; dazu wurde die Erdbebenlast stufen-
Baugrund (Boden-Bauwerks-Interaktion) gewon-
weise bis zum 6-Fachen der Beschleunigung am
nen werden.
Bezugshorizont -155 m gesteigert (Vorstellung
Das ENSI nimmt seit 2010 aktiv am Projekt KA-
und Diskussion der Teambeiträge im dritten RM).
RISMA teil. Insgesamt hatten 21 Fachteams aus
Dabei wurden von den Fachteams die folgenden
14 Ländern (aus Europa, Argentinien, China, In-
Berechnungsergebnisse erwartet:
dien, USA, Pakistan und Südkorea) Berechnungen
❚ Verschiebungen, Beschleunigungen und Etagen-
durchgeführt und ins Projekt eingegeben. Im Jahr
antwortspektren im Reaktorgebäude bei Ansatz
2011 kam als weiterer Experte des ENSI die Stan-
des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE) mit auf die
genberg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bo-
Tiefe -155 m umgerechnetem Signal nach Vor-
chum, Deutschland, hinzu. Das ENSI beteiligt sich
gabe der IAEA («Reference Analysis») und bei
an diesem Projekt (Teil Bauwerksverhalten) auch
von den jeweiligen Teams selbst definierten An-
deshalb, um Zugang zur umfangreichen und wert-
nahmen («Best Estimate Analysis»), vgl. hierzu
vollen Datengrundlage und zu den Analysen an-
Bauwerksmodell und Etagenantwortspektren in
eine umfangreiche Datenbasis zur Verfügung. Am
derer Organisationen zu erhalten. Zudem soll der
internationale Erfahrungsaustausch gefördert werden.
Abbildung 9.
❚ Statisch-nichtlineare
Last-Verformungs-Kurven
(Pushover-Kurven) bei Annahme einer Festein-
45
3D Model FP2 3rd Floor Direction Y
Acceleration [g]
Reference Analysis
Best Estimate Analysis
Measured
1
0.1
1
Abbildung 9:
Aussenansicht des
3-dimensionalen
Bauwerks-Modells
(links) und Etagen
antwortspektren
im Gebäude beim
Hauptstoss des NCOEErdbebens (rechts,
Quelle: SPI).
Frequency [Hz]
10
spannung des Reaktorgebäudes und bei Berück-
❚ Aufbau von Kenntnissen bezüglich neuer nicht-
sichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung.
linearer Berechnungsmethoden auf dem Gebiet
❚ ADRS-Spektren (Acceleration Displacement Re-
der Boden-Bauwerks-Interaktion; dies ist insbe-
sponse Spectra), Kapazitätsspektren und «Perfor-
sondere wichtig im Hinblick auf zu erwartende
mance Points» bei Annahme einer Festeinspan-
Untersuchungen an bestehenden Bauwerken
nung des Reaktorgebäudes und bei Berücksichti-
infolge der aktualisierten Erdbebengefährdung
gung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung.
(Projekt PEGASOS bzw. Projekt PEGASOS Refine-
❚ Ermittlung des Grenzzustandes der Tragfähig-
ment, siehe auch Kapitel 1.3.4).
keit des Reaktorgebäudes («Margin Determinati-
❚ Möglichkeit einer besseren Abschätzung von
on»), dabei Steigerung der Erdbebenlast bis zum
Versagensgrenzen bzw. vorhandenen Tragreser-
6-Fachen des auf die Tiefe -155 m umgerechne-
ven, da die Anlage Kashiwazaki-Kariwa teilwei-
ten Signals des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE).
se bis zum Niveau der Bemessungsgrenzen bean-
❚ Ermittlung der relativen Stockwerksverschiebun
sprucht wurde. Eine verfeinerte Analyse von Ver-
gen als Schädigungsindikatoren bis zur 6-fachen
NCOE-Erregung.
❚ Ermittlung der sog. HCLPF-Werte (High Confi-
dence of Low Probability of Failure, Aufgabe op-
letzbarkeitsfunktionen wird ermöglicht.
❚ Teilnahme an einer internationalen Plattform für
den Erfahrungsaustausch bei Fragen zur Erdbebenbemessung.
tional).
Die Arbeiten zur ersten dieser Aufgaben wurden
Ausblick
im zweiten Review Meeting, die Arbeiten zu den
Die Laufzeit des Projekts KARISMA wurde zwar
übrigen Aufgaben wurden im dritten Review Mee-
formal Ende 2011 beendet. Für die meisten Teams
ting vorgestellt und diskutiert.
war jedoch der Bearbeitungszeitraum für die Phase 3 zu kurz, und es waren einige Unklarheiten in
den Vorgaben vorhanden. Daher wird allen Teams
Das ENSI sieht vor allem den folgenden Nutzen des
endgültigen Berechnungsergebnisse unter sei-
Projekts für die nukleare Sicherheit:
tens der IAEA präzisierten Randbedingungen ge-
❚ Überblick zum Stand der Wissenschaft und Tech-
geben. Danach erstellt die IAEA einen Gesamtbe-
nik für die Erdbebenberechnungen von Kernan-
richt, der voraussichtlich im Juni 2013 vorgelegt
lagen mit tiefer Einbettung im Baugrund, inklusi-
werden wird. Das ENSI beabsichtigt, sich mit sei-
ve der Validierung der Berechnungsmodelle auf
nen Bauexperten B&H und SPI an den oben ge-
der Basis umfangreicher Aufzeichnungsdaten re-
nannten abschliessenden Arbeiten zu KARISMA
aler Starkbeben.
weiter zu beteiligen.
46
noch bis Ende Mai 2012 Zeit zur Abgabe ihrer
1.3.6 SMART-2008 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken
Schlussberichten. Der Schlussbericht für die Phase
Auftragnehmer: Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich
ENSI-Projektbegleiter: Urs Bumann
Vom 15. bis 17. Dezember 2010 fand in Saclay (FR)
eins wurde im September 2009, für die Phase zwei
im Dezember 2010 fertig gestellt.
der abschliessende Workshop für die Phase zwei
Einleitung
des Projekts SMART 2008 statt. Die Expertenteams
Für die Erdbebenberechnung von Stahlbetonbau-
präsentierten die Ergebnisse ihrer Verletzlichkeits-
werken von Kernkraftwerken haben sich die Me-
studien (Fragility-Analysen), die Projektinitianten
thoden,
verfügbaren
CEA und EDF präsentierten erste vergleichende
Rechnerleistungen in den letzten Jahren stark wei-
Auswertungen dieser Ergebnisse. Von den ur-
terentwickelt. Die Finite-Elemente-Modelle und
sprünglich 30 Teams haben nur noch 10 Teams Ver-
-Programme erlauben heute eine detaillierte Simu-
letzlichkeitsstudien durchgeführt, wobei nicht alle
lation des räumlichen und des nichtlinearen Ver-
dieser 10 Teams sämtliche geforderten Resultate
haltens von Stahlbetonbauwerken und Aussagen
geliefert haben. Pro Team wurden insgesamt 15
über die Tragreserven bis zum Versagen.
Verletzlichkeitskurven verlangt, unterschieden nach
Das Commissariat à l'Energie Atomique CEA hat in
❚ Versagenskriterien (Gebäudeverschiebungen, Ab
Rechenprogramme
und
Zusammenarbeit mit der Electricité de France EDF
fall der Eigenfrequenzen und der Steifigkeit),
die Vergleichsstudie SMART-2008 initiiert. SMART
❚ Erdbebenparametern (Peak ground accelerati-
steht für Seismic design and best-estimate Me-
on PGA, cumulative absolute velocitiy CAV, peak
thods Assessment for Reinforced concrete buildings subjected to Torsion and non-linear effects.
Im Mittelpunkt des Programms stehen Rütteltisch-
ground spectral displacement PGD) und
❚ tolerierbaren Bauwerksschäden (leicht, mittel,
schwer).
versuche auf dem AZALEE-Rütteltisch der CEA in
Soll die Gebäudehülle nach einem Erdbeben noch
Saclay bei Paris. Ein typisches 3-stöckiges Stahlbe-
dicht bleiben, sind nur geringe Bauwerksschäden
tonbauwerk mit asymmetrischer Tragstruktur im
akzeptabel. Gilt jedoch ausschliesslich die Zielset-
Modellmassstab 1:4 wurde auf dem Rütteltisch
zung, einen Gebäudekollaps zu vermeiden, sind
unter Erdbebenanregungen untersucht. Die Ver-
schwere Schädigungen des Bauwerks zulässig. Je
suche liefern die Vergleichsdaten für die vorausge-
geringer die akzeptierten Bauwerksschäden sind,
henden und anschliessenden Modellrechnungen
desto geringer sind die Erdbebeneinwirkungen,
mit linearen und nichtlinearen Methoden. Am Pro-
die zu diesen Schadensbildern führen. Unter An-
gramm beteiligen sich über 30 Expertenteams aus
nahme von schweren zulässigen Bauwerksschä-
zahlreichen Ländern.
den sind nachfolgend die Kurven für die Versa-
In einer ersten Phase (2007–2009) wurden als
genswahrscheinlichkeiten in Abhängigkeit der ma-
Wettbewerb Vorausrechnungen durchgeführt. Es
ximalen Baugrundbeschleunigungen (Peak ground
wurden die Bauwerksschwingungen und die Eta-
acceleration PGA) dargestellt. Die Linien stellen die
genantwortspektren mit unterschiedlichen Me-
Ergebnisse der Teams in Abhängigkeit verschie-
thoden berechnet, diese untereinander und mit
dener Versagenskriterien dar. Cas 1, Cas 4, Cas 7
den Versuchsresultaten verglichen und damit die
sind Versagenskriterien, die sich auf maximal zu-
Möglichkeiten und Grenzen der Berechnungsme-
lässige horizontale Gebäudeverschiebungen be-
thoden aufgezeigt. In einer zweiten Phase (2009–
ziehen, Cas 10 und Cas 13 unterstellen als Versa-
2010) wurden die Modelle und Methoden auf-
genskriterium den Abfall der ersten beiden Eigen-
grund der Vergleiche verfeinert und Berechnungen
frequenzen respektive indirekt den Abfall der Ge-
bis zum Tragwerksversagen durchgeführt, mit Fo-
bäudesteifigkeit.
kus auf die Einflüsse der Unsicherheiten in der An-
Die von den Teams berechneten Verletzlichkeits-
regung und in den Modellparametern. Unter Be-
kurven variieren stark. Abbildung 10 zeigt, dass die
rücksichtigung dieser Unsicherheiten, durch Vari-
Kurven nicht nur abhängig sind von den zulässigen
ation von Modellparametern, sind Verletzlichkeits-
Gebäudeschäden, sondern insbesondere auch von
kurven (Fragilities) berechnet worden. Balser &
der Annahme der Versagenskriterien und der von
Hofmann dokumentierte die Arbeiten und Ergeb-
den Teams gewählten unterschiedlichen Berech-
nisse der Phasen eins und zwei in zwei separaten
nungsmethoden.
47
Abbildung 10:
Verletzlichkeitskurven
(Versagenswahrschein
lichkeiten in Abhängig
keit der Peak Ground
Acceleration PGA) unter
Annahme schwerer
Bauwerksschäden.
Erste vergleichende Ergebnisanalysen der Exper-
legung neuer und der Requalifikation bestehen-
tenteams wurden am Workshop zwischen dem 15.
der Tragwerke als auch zur Beurteilung probabi-
und 17. Dezember 2010 von den Projektinitianten
listischer Sicherheitsanalysen.
CEA und EDF vorgestellt. Der von den Initianten
für das Jahr 2011 in Aussicht gestellte Synthesebe-
Ausblick
richt konnte aufgrund anderer Prioritäten im Ge-
Nach Vorliegen des abschliessenden Synthese
folge des Fukushima-Ereignisses leider noch nicht
berichtes der Initianten des Projekts SMART-2008
erstellt werden. Ebenso sind im Jahr 2011 keine
und nach der Präsentation des Nachfolge-
weiteren Angaben zum geplanten Nachfolgepro-
projekts SMART-2011 wird das Team ENSI/
jekt SMART-2011 gemacht worden.
Basler&Hofmann die weitere Teilnahme prüfen.
Mit den Schlussberichten zu den Phasen eins und
zwei des Projekts SMART-2008 wurde die Arbeit
Das Projekt liefert wertvolle Erkenntnisse zu zahl-
dass die Streuung in den Verletzlichkeitskurven
reichen Teilaspekten der Ermittlung der Erdbeben-
(Fragilities) sehr gross ist, hängt die Teilnahme an
sicherheit typischer Kernkraftwerksbauten. Es sind
SMART-2011 auch davon ab, ob die Verletzlich-
dies vor allem:
keitskurven mit Versuchen am neuen Versuchs-
❚ Verhalten der Tragwerke im Bereich zwischen der
körper validiert werden, z.B. mit zyklischen Zug-
Auslegungsgrenze und dem Versagen
teamintern abgeschlossen. Da sich gezeigt hat,
und Druckversuchen.
❚ Effektive und rechnerisch nutzbare Tragreserven
Aufgrund der Ereignisse in Fukushima hat das
❚ Vergleich und Interpretation linearer und nichtli-
ENSI verfügt, dass die Erdbebensicherheit der be-
nearer Berechnungen
❚ Einfluss des nichtlinearen Materialverhaltens bei
extremer Anregung
❚ Einfluss des Torsionsverhaltens und der Nichtline-
aritäten auf die Etagenantwortspektren
stehenden Kernkraftwerke erneut zu überprüfen ist. Am 30. November 2011 wurden von den
Betreibern unter anderem Struktur- und Fragility
analysen für Gebäude eingereicht. Bei der Beurteilung dieser Analysen profitieren das ENSI und
❚ Einfluss der Streuungen von Erdbebenanregung
sein Prüfingenieur Basler&Hofmann direkt von den
und Modelleigenschaften auf das Erdbebenver-
aus SMART-2008 gewonnenen Erkenntnissen, da
halten (Beanspruchungen, Etagenantwortspek-
die im Rahmen von SMART-2008 angewendeten
tren, Verletzlichkeitskurven)
Methoden vergleichbar sind mit den von den Wer-
❚ Aufzeigen der Möglichkeiten zur Bestimmung
ken eingereichten Berechnungsmethoden. Auch
von Verletzlichkeitskurven mit nichtlinearen Fi-
in Zukunft wird das ENSI nichtlineare Erdbebenbe-
nite-Elemente-Modellen
rechnungen zu beurteilen haben. Damit zukünftig
Die Berechnungen mit modernen Methoden und
Unklarheiten bezüglich der Erdbebenbemessung
Rechenprogrammen dienen zur besseren Beurtei-
vermieden werden, sind allgemeine Randbedin-
lung der Erdbebensicherheit sowohl bei der Aus-
gungen auch für nichtlineare Berechnungsmetho-
48
den (Anwendungsbereiche, Modellierung, Mate-
Einleitende, allgemeine Bemerkungen zum HRP
rialgesetze) vorzugeben, beispielsweise in Richtli-
finden sich im Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem
nien. Dies sollte nach Vorliegen der Erdbebenge-
die Resultate aus dem Bereich Brennstoff- und
fährdungsstudie aus dem PEGASOS-Refinement
Materialverhalten zusammengefasst sind.
Project erfolgen. Erkenntnisse aus diesem Projekt
Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch-Tech-
können als Grundlage zur Definition dieser Rand-
nik-Organisation (MTO) umfassen hauptsächlich
bedingungen dienen.
Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit bzw.
Der stetige internationale Erfahrungsaustausch ist
Leistungsfähigkeit, die Konzeption und Bewer-
in diesem Fachgebiet wichtig und soll unter ande-
tung von Schnittstellen zwischen Mensch und
rem mit solchen Projekten weiter gepflegt werden.
technischen Systemen (Human-System Interface
HSI), elektronische Visualisierungs-Instrumente so-
1.4 Menschliche Faktoren
wie die Verlässlichkeit von Computer-Software.
Diese Themen spielen eine wichtige Rolle für den
sicheren Betrieb bestehender Kernanlagen, für die
Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an-
Modernisierung von Kontrollräumen und digitalen
derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der
Systemen sowie für die Auslegung zukünftiger
Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher
Kernkraftwerke.
Handlungen im Rahmen der Probabilistischen Silen in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Be-
wichtige Ergebnisse
reich umfasst vor allem zwei Schwerpunkte. Einer-
Von den Arbeiten des Jahres 2011 werden die fol-
seits geht es um den Einfluss menschlicher Hand-
genden, teils wegen Bezug zur Schweiz, exempla-
lungen auf Störfälle und deren Beherrschung.
risch herausgegriffen:
Dabei wird vor allem die Zuverlässigkeit des Opera-
Im Bereich der menschlichen Zuverlässigkeit wird
teurverhaltens unter verschiedenen Bedingungen
der Einfluss von Arbeitsumgebung und Organisa-
mit der sogenannten Human Reliability Analysis
tion auf die Sicherheit untersucht. Ein Ziel der ak-
(HRA) untersucht. Während die versehentliche Un-
tuellen Forschung ist es, Methoden für die Ana-
terlassung erforderlicher Eingriffe relativ gut un-
lyse menschlicher Zuverlässigkeit (Human Reliabili-
tersucht ist, sind fehlerhafte Handlungen, welche
ty Analysis HRA) bewerten zu können. Grundlage
den Verlauf eines Störfalls negativ beeinflussen
für die Bewertung sind Daten, die in Experimenten
können, weniger gut erforscht. Diese sogenann-
mit Operateur-Teams unter simulierten Notfallbe-
ten Errors of Commission werden daher im Pro-
dingungen im Halden Man-Machine Laboratory
jekt HRA systematisch identifiziert und quantifi-
(HAMMLAB) gewonnen wurden. Die seit mehre-
ziert. Zweiter Schwerpunkt im Bereich «Mensch-
ren Jahren laufenden Vergleichsstudien verschie-
liche Faktoren» ist der Einfluss der Kontrollraum-
dener HRA-Methoden mit empirischen Daten aus
gestaltung auf die Leistung der Operateure (Hu-
Simulatortests, an denen massgeblich auch das
man-System Interface).
Paul Scherrer Institut PSI beteiligt ist, wurden 2011
cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfäl-
mit einer Studie an einem amerikanischen Kernkraftwerk fortgesetzt. Diese wurde von der ameri-
1.4.1OECD Halden Reactor Project
– Bereich Mensch-TechnikOrganisation
kanischen Aufsichtsbehörde geleitet, das HRP war
daran unterstützend beteiligt. Die Studie war stärker praktisch ausgerichtet als die vorherigen, bestätigte aber die bisherigen Ergebnisse grossteils.
Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwe-
Unterschiede zwischen Operateurgruppen zeigten
gen
sich vor allem in den komplexen Störfallszenarien,
ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder, Markus
die sich von den standardmässig trainierten Szena-
Straub
rien unterschieden. Damit konnten auch die Ope-
Bericht der Forscher im Anhang A
rateurgruppen tiefere Einsicht in konkrete Szenarien und Abläufe gewinnen.
Einleitung
Eine Studie zum Einfluss unterschiedlicher Kultur
Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt
auf das Operateurverhalten ist deshalb interessant,
die zwei Stossrichtungen Brennstoff- und Mate-
weil damit die Generalisierbarkeit von Forschungs-
rialverhalten und Mensch-Technik-Organisation.
ergebnissen zum Zusammenspiel von Mensch und
49
Maschinen getestet wird. Dafür wurde ein Sche-
Sicherheitsvorschriften, die Rollenverteilung der
ma des niederländischen Anthropologen Geert
Operateure, die Arbeitsorganisation usw. Der neue
Hofstede verwendet, welches davon ausgeht,
HRP-Bericht fasst die Erfahrung zu ISV-Prozessen in
dass sich kulturelle Differenzen auf vier verschie-
verschiedenen Modernisierungsprojekten in Kern-
denen Ebenen äussern. Die auf dieser Basis erstell-
kraftwerken zusammen.
ten Messskalen wurden dazu benutzt, um sechs
Im Hinblick auf Strahlungsbelastungen von Per-
Operateurgruppen aus Korea, Schweden und den
sonal bei Revisionen sind zwei neue Berichte des
USA zu vergleichen. Es zeigten sich überraschend
HRP im Bereich der elektronischen Visualisierungs-
geringe Unterschiede zwischen den Gruppen. Dies
Instrumente interessant. Der erste beschäftigt sich
könnte darauf hindeuten, dass sich Merkmale ei-
mit Software für 3D-Anwendungen zur Visuali-
ner gemeinsamen Industriekultur zeigen. Das HRP
sierung von Strahlenfeldern, der zweite mit der
interpretiert das Ergebnis aber vorsichtig, weil Kul-
Planung von Revisionen mit komplexen radiolo-
tur nicht der einzige Faktor ist, der die Generalisier-
gischen Bedingungen.
barkeit von Forschungsergebnissen beeinflusst. So
Um die wichtigsten Resultate der Projektperiode
sind zum Beispiel auch Kompetenzen, Regelungen
2009–2011 und damit zusammenhängende Ent-
und Arbeitsweisen der Operateure in den Ländern
wicklungen in den Mitgliedsländern vorzustellen
unterschiedlich.
und zu diskutieren, wurde im Oktober 2011 ein
Ganz spezifisch zu Mensch-Maschine-Schnittstel-
Treffen der erweiterten Halden Programme Group
len stellte das HRP im Jahre 2011 einen Bericht fer-
veranstaltet. An den beiden Diskussionsgruppen
tig, der die Modernisierung von Kontrollräumen
für die Themenbereiche Brennstoff- und Materia
betrifft. Am Ende des Prozesses für die Auslegung
lverhalten
der Kontrollräume müssen diese genau getestet
nahmen insgesamt 300 Vertreter der Mitgliedsor-
werden. Dabei ist besonders wichtig, dass validiert
ganisationen teil.
sowie
Mensch-Technik-Organisation
wird, inwiefern das neue Design die menschliche
ser Prozess wird oft als Human Factors Integrated
System Validation (ISV) bezeichnet. Er betrach-
Die Studien im Bereich HRA dienen dazu, Analyse-
tet die Funktionalität des Kontrollraums gesamt-
methoden für Auslöser und Wahrscheinlichkeit von
heitlich, d.h. er bezieht nicht nur die Mensch-Ma-
menschlichem Versagen weiter zu verbessern. Die
schine-Schnittstelle selbst ein, sondern auch die
immer grösser werdende Abhängigkeit auch der
Leistungsfähigkeit tatsächlich gut unterstützt. Die-
Abbildung 11:
Im Halden-Labor für
virtuelle Realität
(Quelle: Halden
Reactor Project).
50
nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerbasierten
Errors of Commission (EOC): Es ist Stand der Tech-
Systemen ist ein zentrales Forschungsthema im HRP.
nik, mit der HRA Fehlerwahrscheinlichkeiten für
Die diesbezüglichen Arbeiten dienen dazu, die Zu-
Handlungen zu bestimmen, die während eines
verlässigkeit solcher Systeme weiter zu verbessern.
Störfalls gefordert sind, aber unterlassen werden.
Das Ziel im Bereich HSI-Design ist es, Stärken und
Hingegen fehlt ein etabliertes Verfahren zur sys
Schwächen der Schnittstellen zwischen Mensch
tematischen Identifizierung und Quantifizierung
und technischen Systemen zu bestimmen und Lö-
von ungeplanten menschlichen Handlungen, wel-
sungen zu deren Optimierung zu erarbeiten. Da-
che den Verlauf eines Störfalls negativ beeinflus-
raus folgen auch innovative Ansätze, wie Kontroll-
sen, den sogenannten EOC. In diesem Zusammen-
räume am benutzerfreundlichsten zu gestalten
hang soll die vom PSI bereits entwickelte Methode
sind. Experimente zeigen, inwieweit die Einfüh-
verfeinert und für Schweizer Kernkraftwerke an-
rung neuer Technologien die Leistungsfähigkeit
gewendet werden.
der Operateure in kritischen Situationen beein-
Anwendung von Simulatorstudien: Es soll unter-
flusst. Die Resultate liefern gleichzeitig erste Ant-
sucht werden, inwieweit Simulatorstudien für die
worten auf die Frage, wie die Operateure in Zu-
Bewertung wie auch für die Verbesserung der
kunft geschult werden sollen. Elektronische Vi-
HRA-Methoden verwendet werden können.
sualisierungs-Instrumente, die mit virtueller Rea-
Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erdbe-
lität arbeiten (siehe Abbildung 11), können dazu
ben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Die dies-
beitragen, die Strahlenexposition bei Arbeiten im
bezügliche internationale Erfahrung soll erfasst
Kernkraftwerk zu reduzieren.
werden.
Ausblick
Die Arbeiten des Projekts liegen grösstenteils gut
im Zeitplan. In der neuen Dreijahresperiode ab
Die Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr
2012 werden insbesondere organisatorische As-
2011 lassen sich wie folgt zusammenfassen:
pekte, die als Folge des Unfalls von Fukushima
EOC: Bereits im Rahmen eines Vorgängerprojekts
grösseres Gewicht erhalten, einzuarbeiten sein. Zu
wurde die sogenannte Commission Errors Search
diesen Themen werden im Jahre 2012 noch Details
and Assessment Methode (CESA) entwickelt. Im
diskutiert werden.
Berichtsjahr wurde die Methode wie geplant überarbeitet, um die Quantifizierung der EOC nachvollziehbarer zu gestalten. Mit einem vom PSI erstell-
1.4.2Human Reliability Analysis
ten Programm kann die Quantifizierung der EOC
nun computergestützt erfolgen. Dadurch wird si-
chergestellt, dass der Anwender der CESA-Metho-
ENSI-Projektbegleiter: Gerhard Schoen
de die für die Quantifizierung benötigten Daten
(welche auf Basis der internationalen Betriebserfahrung erhoben wurden) auf strukturierte und
Einleitung
nachvollziehbare Weise selektiert. Ferner wird mit
Mit der Human Reliability Analysis (HRA) wird der
dem Programm die der EOC-Quantifizierung zu-
Einfluss menschlicher Handlungen auf Störfälle in
gehörige Unsicherheitsrechnung weitgehend au-
Kernkraftwerken untersucht. Die HRA analysiert
tomatisiert. Zur Auswahl eines weiteren Schwei-
diese Handlungen und bewertet sie unter Berück-
zer Kernkraftwerks für die Anwendung von CESA
sichtigung der entsprechenden Randbedingungen
wurden verschiedene Gespräche geführt und mit
wie zum Beispiel das für die Handlung zur Verfü-
einem Betreiber eine entsprechende Analyse ver-
gung stehende Zeitintervall, die Komplexität der
einbart. Wegen Ressourcenmangels beim PSI wur-
Handlung, die Ausbildung der Operateure und de-
den die entsprechenden Arbeiten im Berichtsjahr
ren Hilfsmittel (insbesondere Vorschriften).
noch nicht begonnen.
Das übergeordnete Ziel der Forschung im Bereich
Anwendung von Simulatorstudien: Den Schwer-
HRA ist die Reduktion der Unsicherheit bei der
punkt dieses Teilprojekts bildet zunächst eine US-
probabilistischen Bewertung von Operateurhand-
amerikanische Simulatorstudie, die dazu genutzt
lungen. Vor diesem Hintergrund bearbeitet das PSI
werden soll, verschiedene HRA-Methoden zu be-
im Rahmen dieses Forschungsprojektes folgende
werten. Im Rahmen dieser Studie wurden drei Sze-
drei Hauptthemen:
narien von (abhängig vom Szenario) jeweils drei
51
bis vier Schichtmannschaften im Simulator durch-
die Grundlagen zur EOC-Analyse weiter zu verbes-
gespielt. Unabhängig davon wurden die entspre-
sern, so dass eine realistischere Risikoanalyse er-
chenden Operateurhandlungen mit vier verschie-
möglicht wird.
denen Methoden von jeweils mindestens zwei
Neben der langfristig genaueren Bestimmung des
HRA-Expertenteams bewertet. Diese Arbeiten wur-
Anlagerisikos bewirkt dieses Forschungsvorha-
den im Berichtsjahr abgeschlossen und eine erste
ben auch eine Betrachtung der Störfallvorschriften
Auswertung vorgenommen. Es zeigte sich, dass
aus der Optik der EOC. Für Fallbeispiele werden
die Experten den Schwierigkeitsgrad und die Ver-
Störfallvorschriften von Kernkraftwerken in der
sagenswahrscheinlichkeiten mit den HRA-Metho-
Schweiz herangezogen und aus dem Blickwinkel
den richtig einordneten. Auch wurden die Schlüs-
dieser Forschung hinterfragt. Die EOC-Analyse für
selelemente der Operateurhandlungen, welche für
ein weiteres schweizerisches Kernkraftwerk wird
die Versagenswahrscheinlichkeiten bestimmend
deshalb als sehr positiv bewertet.
sind, richtig vorhergesagt. Jedoch wurde die Zu-
Die Untersuchungen zur Nutzung von Simulator-
verlässigkeit von zwei Handlungselementen mög-
studien sowie zur Wirkung von Erdbeben auf die
licherweise zu optimistisch eingeschätzt. Es ist ge
menschliche Zuverlässigkeit zielen darauf ab, die
plant, die vorliegenden Daten vertieft zu analysie-
Unsicherheit der HRA-Methoden längerfristig zu
ren und die Ergebnisse zu veröffentlichen.
reduzieren, was im Sinne einer Verbesserung der
Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-
Risikoanalyse sinnvoll ist.
beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Im
Das im HRA-Projekt erarbeitete Wissen steht dem
Berichtsjahr wurde die Datenerfassung zu vorlie-
ENSI im Rahmen seiner Aufsichtstätigkeit zur Verfü-
genden Angaben des Verhaltens der Operateure
gung. Seit 1999 liefern die PSI-Forscher Expertisen zur
nach Erdbebenereignissen fortgesetzt. Diese Infor-
Überprüfung von werkspezifischen HRA-Studien.
mationen sollen dazu dienen, die wichtigen Einflussfaktoren von Erdbeben auf die Zuverlässigkeit
Ausblick
menschlicher Handlungen zu belegen und daraus
Das Projekt hat sich aufgrund Ressourcenmangels
Empfehlungen für die Anwendung von HRA-Me-
beim PSI verzögert. Für das kommende Berichts-
thoden abzuleiten. Von Interesse sind dabei As-
jahr sollen die offenen Stellen besetzt, die Anwen-
pekte wie Arbeitsbelastung, Beeinflussung der
dung der CESA-Methode für ein weiteres Schwei-
Operateure durch nicht die nukleare Sicherheit
zer Kernkraftwerk begonnen sowie die Datenaus-
betreffende Arbeiten nach einem Erdbeben, er-
wertung bezüglich Simulatorstudien und Erdbebe-
schwerende Arbeitsbedingungen, Zusammenar-
nereignisse fortgeführt werden.
beit der Notfallorganisationen und die Kommunikation. Es zeigt sich, dass die Datenlage für eine
solche Auswertung im Allgemeinen gering ist.
1.5Systemverhalten und
Störfallabläufe
Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage
Ereignisse in Kernanlagen zeigen, dass uner-
und im Containment ablaufenden Prozesse, aus-
wünschte Handlungen, die den Störfallablauf ne-
gehend vom Normalbetrieb über Änderungen des
gativ beeinflussen, von grosser Bedeutung sein
Reaktorverhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit
können. EOC sind risikotechnisch bislang schwer
ablaufen können, bis hin zu Kernschmelz-Unfäl-
fassbar, da theoretisch sehr viele Möglichkeiten
len. Für so genannte deterministische Sicherheits-
für unerwünschte Handlungen bestehen. Der Ein-
analysen werden Computermodelle dieser Vor-
fluss nicht oder nur unvollständig ausgeführter
gänge erstellt und mit Hilfe von Experimenten vali-
Operateurhandlungen auf den Ablauf eines Stör-
diert. Sie dienen auch als Grundlage für die quan-
falls wird schon heute erfolgreich in Risikoanalysen
titative Ermittlung des Anlagenrisikos in probabi-
modelliert. EOC werden hingegen mangels eta-
listischen Sicherheitsanalysen. Zunehmend werden
blierter Analysemethoden in den Risikomodellen
verschiedene Modelle bzw. Rechenprogramme ge-
für Kernkraftwerke bislang kaum berücksichtigt.
koppelt, um das Anlageverhalten umfassender si-
Mit der vom PSI entwickelten CESA-Methode kön-
mulieren zu können. Das gilt insbesondere für das
nen potenzielle EOC mit relevantem Einfluss auf
Zusammenspiel der physikalischen Vorgänge, wel-
die Störfallbeherrschung effizient identifiziert und
che in der Reaktoranlage einerseits und dem um-
quantifiziert werden. Das Projekt zielt darauf ab,
gebenden Containment andererseits ablaufen.
52
1.5.1STARS – Safety Research in
Relation to Transient Analysis
for the Reactors in Switzerland
betrieben. Die Leistungsverteilung im Reaktor
konnte damit sehr gut reproduziert werden, wobei aber noch grössere Abweichungen von der
kritischen Borkonzentration festgestellt wurden,
die noch untersucht werden. Im Rahmen des EU-
ENSI-Projektbegleiter: Torsten Krietsch, Andreas
Projekts NURISP wurde das Brennstabgitter-Pro-
Gorzel
gramm APOLLO weiterentwickelt. Benchmark-
Rechnungen für Druck- und Siedewasserreaktoren
(DWR, SWR) zeigten die Eignung für Uranoxid-
Einleitung
und Mischoxid-Brennstoff. Die Validierungsbasis
Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg-
für SWR-Stabilitätsanalysen mit dem Rechenpro-
reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und
gramm SIMULATE-3K wurde anhand älterer KKL-
dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge-
Stabilitätstests erweitert. Es zeigte sich eine sehr
setzt. Die Aufgabe des STARS-Projekts ist die Pfle-
gute quantitative Beschreibung des Schwingungs-
ge und Weiterentwicklung von Methoden und Re-
verhaltens. Nur bei einem weiter in der Vergan-
chenprogrammen für die Durchführung von de-
genheit liegenden Test (Zyklus 10) gab es grössere
terministischen Sicherheitsanalysen. Diese schlies-
konservative Abweichungen, die wohl auf die zu
sen das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu
diesem Zeitpunkt deutlich anderen Brennelement-
auslegungsüberschreitenden Störfällen (bis zum
typen zurückzuführen sind.
evtl. Kernschmelzen) ein.
Systemverhalten
wichtige Ergebnisse
Die Modellierung der schweizerischen Kernan-
Brennstoffverhalten
STARS konsequent fortgesetzt. Es wurden me-
Die Weiterentwicklung und Validierung des Brenn-
thodische Neuentwicklungen für die bestehen-
stoffprogramms FALCON für die Simulation von
den schweizerischen Reaktoren durchgeführt. Die
Kühlmittelverlust- und Reaktivitätsstörfällen wur-
Modelle wurden anhand verschiedener Methoden
de fortgesetzt. Insbesondere wurde am OECD-
validiert: mittels Nachrechnungen für Transienten
Haldenreaktor anhand der Vorausberechnungen
bestehender Anlagen, Experimenten an grosstech-
mit FALCON ein Kühlmittelverlusttest mit einem
nischen Versuchsanlagen im Rahmen von Bench-
Brennstabsegment aus dem Kernkraftwerk Leib-
mark-Programmen oder durch den Vergleich mit
stadt (KKL) durchgeführt, der die Eignung von
anderen Rechenprogrammen, deren Eignung be-
FALCON bestätigte. Für Kühlmittelverlusttests im
reits nachgewiesen war.
Rahmen des japanischen ALPS-Forschungspro-
Weitere Schwerpunkte der Entwicklung liegen im
jekts konnten die wichtigsten Parameter sehr ge-
Bereich der Kopplung von Methoden, beispiels-
nau simuliert werden. Die Teilnahme an einem Ver-
weise des Systemcodes TRACE mit Simulations-
gleichstest (Benchmark) im Rahmen der OECD/
programmen für die Fluiddynamik (Computational
NEA für die Berechnung von Reaktivitätsstörfällen
Fluid Dynamics CFD). Erste Untersuchungen mit
zeigte ebenfalls die Eignung von FALCON auf, wo-
dem FLICA-4-Code für Unterkanalanalysen und
bei auch eine Schwachstelle hinsichtlich der quan-
für Abschätzungen des Filmsiedeabstandes (De-
titativen Beschreibung der Hüllrohrdehnung er-
parture from Nucleate Boiling DNB) bei Druckwas-
kannt und behoben wurde.
serreaktoren wurden durchgeführt. Kopplungen
lagen mit dem Systemcode TRACE wurde durch
zwischen TRACE und CFX wurden validiert un-
Reaktorkern
ter Verwendung von Ergebnissen des FLORIS-Ver-
Eine Unterkanal-Analysemethode für die Bestim-
suchsstands.
mung des Abstands zum Filmsieden (Departure
Im Bereich Multiphysik und Unsicherheitsanaly-
from Nucleate Boiling, DNB) in Brennelementen
sen erfolgen vorwiegend dynamische Kopplungen
wurde weiterentwickelt. Die Nachrechnung eines
der Thermohydraulik des Reaktors und des Primär-
OECD-Benchmarks zum DNB-Verhalten zeigte
kreislaufs mit der dreidimensionalen Kinetik des
eine gute Übereinstimmung, wobei die berech-
Reaktorkerns. Die Verifikation der Kopplung zwi-
nete DNB-Leistung meist etwas kleiner ausfiel, d.
schen TRACE und S3K wurde mit der Teilnahme
h. konservativ war. Die Einführung des Brennstab
an der Analyse des OECD/NEA-Benchmarks zum
gitter-Programms CASMO-5M wurde verstärkt
Frischdampfleitungsbruch an Druckwasserreak-
53
Decks (Eingabedaten) für Transienten mit Versa-
gen der Reaktorschnellabschaltung (ATWS) entwi-
Das STARS-Projekt ist zertifiziert gemäss ISO
ckelt, bei denen eine Kopplung zwischen TRACE
9001:2008 und stellt mit seinen Methoden und
und dem 3D-Reaktorkernmodell S3K besteht. Auf
seinem hochqualifizierten Personal ein technisches
der Basis dieser Kopplung hat STARS die Berech-
Zentrum für die Durchführung von Sicherheitsana-
nung des auslegungsüberschreitenden Störfalls
lysen für Leichtwasserreaktoren dar. Es unterstützt
«Schliessen aller Frischdampf-Isolationsventile un-
das ENSI bei seinen sicherheitstechnischen Bewer-
ter ATWS-Bedingungen hinsichtlich des Einflusses
tungen, z. B. hinsichtlich Anlageänderungen oder
von Brennelementen mit teillangen Brennstäben
Vorkommnissen. Die dazu notwendigen Arbeiten
sowie des Speisewasser-Runbacks» durchgeführt
sind die Durchführung von Forschungstätigkeiten
und weiterentwickelt.
zur Weiterentwicklung der eingesetzten Analyse-
TRACE ist ein dem Stand von Wissenschaft und
methoden und die Durchführung von unabhän-
Technik entsprechendes Programm für die Simu-
gigen Sicherheitsanalysen und anderen Analysen
lation des Systemverhaltens von Leichtwasserre-
auf Anforderung des ENSI aus seiner Aufsichtstä-
aktoren. Die gemeinsame Nutzung des System-
tigkeit heraus (On-Call). Dank der Kapazität der
codes TRACE durch das PSI (STARS) und das ENSI
Projektgruppe STARS können stationäre und insta-
auf der Basis des CAMP-Vertrages mit der amerika-
tionäre neutronenphysikalische und thermohyd
nischen Aufsichtsbehörde U.S.NRC befähigt auch
raulische Berechnungen für Systeme,
das ENSI, eigene Transientenanalysen durchzufüh-
kerne und andere Konfigurationen wie Lager oder
ren. Dies ist ein wichtiger Beitrag für die Entwick-
Behälter durchgeführt werden. Damit kann das
lung und Nutzung deterministischer Analyseme-
ENSI im Rahmen seiner Aufsicht über die schwei-
thoden am ENSI. Die vom PSI durchgeführten Ent-
zerischen Kernkraftwerke sowohl die Einhaltung
wicklungen und Validierungen sind unabhängig
des gestaffelten Sicherheitskonzepts als auch die
von den eigenen, sehr praxisorientierten Entwick-
Wirksamkeit (Integrität) der hintereinander gestaf-
lungen des ENSI und bilden eine Basis für die wei-
felten Barrieren bei Störfällen fundiert beurteilen.
toren weiter verfolgt. Ferner wurden KKL-Input-
Reaktor-
tere Zusammenarbeit im Bereich der Sicherheits
analysen. STARS bietet darüber hinaus im Bereich
Ausblick
Transientenanalysen Unterstützung und schult die
Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand
Fachspezialisten des ENSI zur Weiterentwicklung
von Wissenschaft und Technik entsprechende Me-
der Input-Decks und bei der Arbeit mit TRACE, bei-
thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle For-
spielsweise zur Einbindung der Punktkinetik in die
schungsaufgaben zum weiteren sicheren Betrieb
Input-Decks.
der Kernkraftwerke in der Schweiz bearbeiten zu
können. Dazu sind weitere Qualifizierungen und
Sicherheitsanalysen
Validierungen der Methoden durch Teilnahme an
Ein wesentliches Ziel des Projekts ist die Durch-
internationalen Forschungsprogrammen und die
führung von Sicherheitsanalysen zu Fragestel-
Mitarbeit in internationalen Expertengruppen un-
lungen aus der regulatorischen Tätigkeit, für die
erlässlich. Darauf aufbauend soll das ENSI weiter-
das ENSI einen detaillierten und unabhängigen
hin beim Aufbau eigener Kompetenzen im Bereich
Analysebedarf sieht. Im Berichtszeitraum wurden
deterministische Sicherheitsanalysen unterstützt
durch STARS fünf Sicherheitsanalysen bearbeitet.
werden.
Zwei befassten sich mit Kühlmittelverlust-Störfäl-
Die Bearbeitung von On-Calls des ENSI soll mit der
len im Reaktor und im Brennelement-Lagerbecken
erreichten Qualität und Quantität fortgesetzt wer-
und wurden wegen des Ereignisses in Fukushima
den. Für das Jahr 2012 soll die Aktualisierung der
durchgeführt. Die anderen Themen waren die Flu-
Kernfolgerechnungen für alle schweizerischen An-
enzberechnung an Steuerstabspitzen, die Zyklus-
lagen weitergeführt werden. Im Bereich Transien-
vorausberechnung für eine Anlage im Rahmen des
tenanalysen ist beispielsweise das Input-Deck für
Brennelementwechsels und die Bewertung eines
das KKL an die im Rahmen des Projektes YUMOD
zur Freigabe beantragten neuen Brennstabausle-
geplanten Anlageänderungen anzupassen und zu
gungs-Programms.
verifizieren, damit neue unabhängige Begutachtungen von Störfallanalysen des Betreibers für das
ENSI qualitätsgesichert durchgeführt werden können.
54
1.5.2PASSPORT – Methodik für
die Analyse der Wirksamkeit
von Sicherheitssystemen mit
gekoppelten System- und
Containmentprozessen
geführt und veröffentlicht. Weiterhin wurde mit
der Recherche geeigneter Experimente als Datenbasis für die Modellentwicklung begonnen. Dabei wurden Experimente am PSI wie auch extern
veröffentlichte Daten einbezogen. Als Ausgangspunkt für die Entwicklung der Modelle in TRACE
und GOTHIC wurde das am PSI durchgeführte Ex-
ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle
periment PANDA ISP-42 ausgewählt. Bei PANDA
handelt es sich um eine Grossversuchsanlage zur
Untersuchung des Containmentverhaltens. Eben-
Einleitung
falls wurde mit der Kopplung der beiden Rechen-
Das ursprüngliche Ziel des Projekts PASSPORT war,
codes TRACE und GOTHIC begonnen, und die ers
das Verhalten und die Wirksamkeit von passiven
ten Ergebnisse wurden anhand der PANDA-Experi-
Sicherheitssystemen neuer KKW-Typen der dritten
mente überprüft.
Generation (z.B. AP1000) zu untersuchen. Passive
onieren allein auf der Grundlage einfacher physi-
kalischer Gesetzmässigkeiten wie der Schwerkraft.
Das Projekt liefert einen Beitrag zur Bewertung von
Daher gelten sie als zuverlässiger im Vergleich zu
Vorgängen im Containment beispielsweise wäh-
aktiv betriebenen Komponenten wie beispielswei-
rend eines Störfalls mit Verlust von Kühlmittel. Vor-
se Pumpen. Die Besonderheit gegenüber den ak-
gelagert ist die Entwicklung einer engen Kopplung
tiven Sicherheitssystemen zur Beherrschung von
zwischen dem Systemcode TRACE und dem Con-
Auslegungsstörfällen besteht in einer wesentlich
tainmentcode GOTHIC. Beide Rechenprogramme
stärkeren Kopplung der Vorgänge im Primärkreis-
entsprechen dem Stand der Technik, womit das
lauf mit Prozessen im Sicherheitsbehälter (Con-
ENSI wie auch das PSI eigene Kompetenz aufbau-
tainment). Die thermohydraulischen Abläufe im
en können, um verbesserte sicherheitstechnische
Primärkreislauf können gut mit eindimensionalen
Bewertungen von Störfällen vornehmen zu kön-
Rechenprogrammen (sogenannten Systemcodes)
nen.
Systeme benötigen keine Hilfsenergie, sie funkti-
berechnet werden; hingegen werden die dreidimensionalen Vorgänge im Containment mit ein-
Ausblick
dimensionalen Rechenprogrammen nur unzu-
Die Kopplung zwischen dem Systemcode TRACE
reichend wiedergegeben. Dafür liefern die dem
und dem Containmentcode GOTHIC soll weiter-
Stand der Technik entsprechenden 3D-Rechenpro-
entwickelt und anhand von Daten, wie sie die PAN-
gramme gute Ergebnisse, diese sind aber wiede-
DA-Experimente geliefert haben, validiert werden.
rum nicht geeignet für die Berechnung der Vor-
Ebenfalls wird die Literaturrecherche laufend fort-
gänge im Primärkreislauf.
geführt, so dass die Datenbasis für die Modellent-
Aufgrund der sistierten Neubauprojekte wurde
wicklung erweitert wird.
beschlossen, die Anwendungsbasis so auszurichten, dass das Projekt den Fokus auf Containmentvorgängen bestehender Reaktoren hat. Dies beinhaltet die Entwicklung einer Methodik zur engen
Kopplung der Thermohydraulik-Codes des Reaktors und des Containments.
1.5.3LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und
Wiederverdampfung
wichtige Ergebnisse
Am Anfang des Jahres 2011 wurde die Einstellung
ENSI-Projektbegleiter: Werner Barten
zweier wissenschaftlicher Mitarbeiter (Post Docs)
erfolgreich abgeschlossen, so dass das Projekt ge-
Einleitung
startet werden konnte. Im Berichtszeitraum wur-
Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scher-
de wie geplant eine Literaturstudie über passive Si-
rer Instituts werden Experimente zur Thermohyd
cherheitssysteme und Kopplungstechniken für die
raulik des Sicherheitsbehälters (Containment)
beiden Rechencodes TRACE und GOTHIC durch-
mit hoher Genauigkeit und Auflösung durchge-
55
wichtige Ergebnisse
Abbildung 12:
Erläuterung der ver
schiedenen optischen
Messungen. Dargestellt
ist ein PSI-Mitarbeiter,
der eine Tasse heissen
Wassers trinkt, wobei
die obere Darstellung
der gewohnten Sicht
entspricht. Das mittlere
Bild wurde im nahen
Infrarotbereich (NIR)
im optimalen Wellen
längenbereich für die
Messung der Dicke des
Flüssigkeitsfilms und
mit Beleuchtung durch
eine Halogenlampe
aufgenommen. Ent
sprechend der Absorp
tionseigenschaften des
Wassers sieht die Tasse
hier tiefschwarz aus,
wie Kaffee. Das untere
Bild ist die Darstellung
im mittleren Infrarotbe
reich (mid-wave infrared
MWIR), wie es für die
Temperaturmessung
verwendet wird. Die
heisse Tasse und das
mit Dampf aus der Tasse
beschlagene rechte Glas
der Brille sind entspre
chend besonders hell.
Wie geplant hat ein Doktorand Anfang 2011 seine
Tätigkeit aufgenommen, die im ersten Jahr hauptsächlich auf dem experimentellen Teil lag, und sich
in das Projekt einschliesslich der LINX-Anlage eingearbeitet. Diese Phase beinhaltete eine kritische
Literaturstudie über die Dynamik von Flüssigkeitsfilmen (speziell für den Parameterbereich und die
Bedingungen mit Kondensation und Wiederverdampfung), die Evaluation verschiedener instrumenteller Techniken für die Bestimmung der Dicke
und Temperatur von Flüssigkeitsfilmen, die Anschaffung und Tests der entsprechend benötigten
neuen Messinstrumente sowie die Auslegung und
Entwicklung von Komponenten und Hilfsapparaturen für die geplanten Experimente am PSI.
Erste Messungen zeigen, dass die Flüssigkeitsschicht sehr heterogen ist. Es bilden sich verändernde Tröpfchen und Tropfen verschiedener Grösse, die sich zu Rinnsalen (Rivulets) vereinigen. Die
Dynamik des Flüssigkeitsfilms hängt sehr von den
lokalen Eigenschaften der Platte ab, wobei es insbesondere wegen der Benetzungseigenschaften
grosse Unterschiede zwischen reinem Metall und
lackierten Oberflächen gibt. Deshalb werden, wie
für die Temperatur, auch für die Messung der Dicke der Flüssigkeitsschicht optische Methoden,
vornehmlich im nahen Infrarotbereich (Near InfraRed NIR) verwendet. Die optischen Methoden
greifen weniger in den Versuch ein und sind daher
geeigneter als die zunächst vorgesehene Methode mit einem aufgeklebten Maschensensor. In Abbildung 12 sind die Unterschiede der drei verwendeten optischen Messmethoden an einem Testbeispiel aufgezeigt. Für die gleichzeitige Anwendung
der entsprechenden Kameras und weiterer Messtechniken wird derzeit das experimentelle SCAführt und mit Rechenprogrammen simuliert. Ne-
RAB-Modul entworfen, in dem hochpräzise Rand-
ben dem ENSI fördert das französische Institut de
bedingungen, z. B. für Oberfläche und Temperatur
Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) die-
der vertikalen Platte sowie den Massenstrom des
se Arbeiten. In dem damit zusammenhängenden
Flüssigkeitsfilms, vorgegeben werden können. Für
Doktorandenprogramm wird das dynamische Ver-
Versuche bei Atmosphärendruck genügt das Mo-
halten von dünnen Flüssigkeitsfilmen auf einer
dul selbst. Für Experimente mit erhöhtem Druck
beheizten vertikalen Oberfläche in einer Wasser-
soll es in den LINX-Behälter eingebaut werden, der
dampfatmosphäre untersucht. Darüber hinaus
auf 10 bar ausgelegt ist.
werden die Auswirkungen des sich räumlich und
fizienz des Wärmeübergangs betrachtet. Aus den
gemessenen Daten soll ein verbessertes physika-
Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor
lisches Modell für Simulationsprogramme des Si-
können auf den Oberflächen des Containments
cherheitsbehälters (Containment-Codes) wie AS-
Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an-
TEC oder GOTHIC entwickelt werden.
schliessend wieder verdampfen. Diese physika-
zeitlich verändernden Flüssigkeitsfilms auf die Ef-
56
lischen Phänomene sind relevant für die Sicher-
stattfinden, direkt gefolgt von einer Reihe von
heit der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem
Experimenten zur Flüssigkeitsfilm-Dynamik in einer
den Druck und die Temperatur im Containment
Umgebung mit Kondensation und Wiederver-
sowie die Verteilung und den Transport der Gase
dampfung. Die ersten Experimentreihen werden
(Luft, Dampf, Wasserstoff) und der Radioisotope
zunächst mit Atmosphärendruck durchgeführt.
innerhalb der verschiedenen Abschnitte im Containment. Diese Faktoren sind entscheidend für die
Beurteilung der Integrität des Containments und
eine allfällige Freisetzung von radioaktiven Stoffen
(Quellterm).
1.5.4MELCOR – Methods for
Estimation of Leakages and
Consequences of Releases
Derzeit sind die mit der Wärme- und Massenbilanz
zusammenhängenden Prozesse in einem sich be-
wegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in
ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker
den meisten Rechencodes für Leichtwasserreak-
toren nur unzureichend abgebildet. Dies betrifft
neben den Codes, die effektive Parameter und
Einleitung
Korrelationen verwenden, auch aktuelle Simulati-
Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula-
onsprogramme für die Fluiddynamik (Computati-
tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak-
onal Fluid Dynamics CFD) und deren Behandlung
toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden
der Filmdynamik.
Ereignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substan-
Das Hauptziel dieses Projekts ist ein verbessertes
zen in die Umgebung ab. Das Programm wurde
Verständnis der raum-zeitlichen Dynamik eines
von den Sandia National Laboratories (SNL) für die
Flüssigkeitsfilmes, das heisst der Kondensati-
amerikanische Aufsichtsbehörde USNRC entwi-
on, Bewegung und Wiederverdampfung, an be-
ckelt und wird laufend den aktuellen Erkenntnis-
heizten vertikalen Oberflächen. Mit den hochprä-
sen der Unfallforschung angepasst. In der Schweiz
zisen Experimenten am PSI soll ein physikalisches
wird MELCOR vom ENSI und von einigen Betrei-
Modell entwickelt werden, um es in Rechenpro-
bern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt.
grammen für Sicherheitsanalysen von Leichtwas-
Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen
serreaktoren, zum Beispiel für die Berechnung der
ist die Oxidation der Brennstoff-Hüllrohre bei Luft-
Containment-Thermohydraulik, einsetzen zu kön-
zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender
nen.
Kühlung abgedeckt werden. Sauerstoffeinbruch
Der fortgeschrittene ASTEC-Code soll dann in Zu-
kann die Zerstörung des Kerns beschleunigen und
sammenarbeit mit der französischen IRSN vom
die Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Die
Doktoranden als Referenz-Code zum Testen und
Hüllrohre bestehen aus Zirkoniumlegierungen und
Validieren der neuen Modelle verwendet werden.
werden ständig weiterentwickelt. Mit MELCOR soll
Die Projektzusammenarbeit trägt zur internationa-
der Aufheiz- und Oxidationsprozess realistisch be-
len Vernetzung des PSI und des ENSI bei. Parallel
rechnet werden können, wobei die neusten Ent-
zum ASTEC-Code wird der GOTHIC-Code am PSI
wicklungen berücksichtigt werden.
verwendet werden.
Die bestehenden Luft-Oxidationsmodelle bilden
die relevanten physikalischen Prozesse nicht voll-
Ausblick
ständig ab, und daher ist nicht unter allen Umstän-
Die herausfordernden Aufgabenstellungen des
den gewährleistet, dass die Ergebnisse konserva-
ersten Projektjahres wurden einschliesslich der ge-
tiv sind. Typischerweise erfolgt die Oxidation un-
planten Testmessungen erfüllt. Die Einarbeitung
ter sauerstoffreichen Bedingungen anfänglich sehr
des Doktoranden in das Modul des ASTEC Codes
schnell (parabolische Kurve) und geht mit dem An-
für die Behandlung von Kondensationsphäno-
wachsen der schützenden Oxidschicht nach eini-
menen im Containment ist für das Jahr 2012 vor-
gen Minuten in einen linearen Verlauf über. Durch
gesehen, mit Unterstützung durch die französische
Reaktionen der Oxidschicht mit Stickstoff können
IRSN. Im Jahr 2012 soll auch das voranschreitende
Teile der Oxidschicht jedoch abbrechen, womit sich
Design des experimentellen SCARAB-Moduls fer-
an diesen Stellen die Oxidationsreaktion wieder
tiggestellt werden. Die Konstruktion dieses Moduls
beschleunigt und ein quasi-zyklischer Verlauf von
einschliesslich der Montage der relevanten Instru-
Wachstum und Abbrechen der Oxidschicht entste-
mentierung soll ebenfalls noch im selben Jahr
hen kann. Das PSI entwickelte auf der Grundlage
57
von Experimenten des Forschungszentrums Karls-
Sicherheitsanalysen (PSA) und dient der Optimie-
ruhe FZK (heute Karlsruher Institut für Technolo-
rung von Accident Management Massnahmen.
gie KIT) ein Modell, welches diesen Oxidationsver-
Die Richtlinie ENSI-A05 (PSA: Umfang und Quali-
lauf des gängigen Hüllrohrmaterials Zircaloy-4 bes-
tät) nennt MELCOR als einen der Rechencodes, die
ser beschreibt. Mit diesem Projekt wird das Mo-
dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Tech-
dell weiterentwickelt, nochmals anhand von Da-
nik entsprechen.
ten aus Experimenten verifiziert und in MELCOR
Das Projekt dient zudem der Erhaltung von Fach-
implementiert. Das PSI ist im Rahmen der MEL-
wissen in der Schweiz. Das PSI verfolgt und be-
COR-Weiterentwicklung auch an entsprechenden
einflusst die Entwicklung von MELCOR und von
Versuchsprogrammen am KIT und des OECD NEA
anderen Rechenprogrammen für schwere Unfäl-
Sandia Fuel Projects der SNL (Projekt SFP) beteiligt.
le und gibt sein Wissen den Schweizer Benutzern
weiter.
Ausblick
Weiterentwicklung des Oxidationsmodells
Mehrere Experimente zeigen beim Oxidationspro-
Das Modell wurde im Berichtsjahr anhand von
zess für verschiedene Hüllrohrmaterialien grössere
Daten aus verschiedenen internationalen Experi-
Unterschiede, insbesondere im unteren Tempera-
menten weiter verifiziert und angepasst. Der neue
turbereich. Die Modellerweiterungen im Rahmen
Programm-Code wurde erfolgreich für Analysen
dieses Projekts werden helfen, Unfallsituationen
von Testergebnissen benutzt. Die Russian Acade-
mit Lufteinbruch in Brennelemente-Lagerbecken
my of Science (RAS) hat das neue Modell des PSI in
besser zu simulieren. Das Oxidationsmodell soll bis
MELCOR 1.8.6 implementiert. Ein Teilprozess die-
2012 in MELCOR integriert und validiert sein und
ser MELCOR-Implementierung wurde bereits vali-
damit das Programm MELCOR als eine Grundlage
diert, die vollständige Validierung anhand von wei-
für die PSA weiter verbessern.
teren experimentellen Daten wird fortgesetzt.
Aus verschiedenen Experimenten ist ein Einfluss
von Stickstoff auf den Oxidationsprozess erkenn-
Beteiligung am Projekt SFP
bar. Das Abbrechen der Oxidschicht scheint emp-
Im Rahmen des Projekts SFP werden zwei Experi-
findlich auf Zirkonium-Nitrid (ZrN) zu reagieren.
mente mit originalgetreuen Nachbildungen von
Die Bildung von ZrN erfolgt unter Ausschluss von
Brennelementen für Druckwasserreaktoren durch-
Sauerstoff und ist besonders ausgeprägt bei vor
geführt. Diese dienen der Validierung von MEL-
oxidierten Hüllrohren. Die Berücksichtigung dieses
COR und anderen Programmen zur Berechnung
Effekts könnte eine sinnvolle Erweiterung des Mo-
von schweren Reaktorunfällen. Das erste Experi-
dells sein.
ment mit einem einzelnen Brennelement wurde im
März 2011 durchgeführt und simulierte den Antrockener Luft bis zum Brand durch die oxidations-
1.5.5ARTIST II – Aerosol Trapping in
the Steam Generator
bedingte Zündung. Der beobachtete Temperatur-
Auftragnehmer: Internationales Forschungskon-
und Oxidationsprozess zeigte gute Übereinstim-
sortium unter der Leitung des Paul Scherrer Insti-
mung mit den Werten, die mit dem MELCOR-Mo-
tuts PSI
dell berechnet wurden.
ENSI-Projektbegleiter: Thomas Schange
stieg der Temperatur bei natürlicher Konvektion an
Einleitung
Die Oxidation von Hüllrohren bei Luftzufuhr kann
Im Projekt ARTIST-II (2008-2011) wurden die For-
bei Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szena-
schungsarbeiten des Vorgängerprojekts ARTIST-I
rio Brennelemente im Reaktorbehälter, im Brenn-
(2002-2007) fortgesetzt. Untersucht wurden be-
stoff-Lagerbecken oder im Transportbehälter be-
stimmte Unfallsequenzen bei Druckwasserreak-
treffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR-Pro-
toren, die verbunden sind mit Kernschmelzen und
gramms und dessen Anpassung an neue Erkennt-
einem Bypass des Containments (d.h. Freisetzung
nisse aus der Unfallforschung zur Simulation sol-
von Stoffen unter Umgehung der Barrieren) beim
cher Vorgänge verbessert die Risikoabschätzung
Bruch eines oder mehrerer Dampferzeuger-Heiz-
schwerer Unfälle im Rahmen von Probabilistischen
rohre und fehlerhafter Isolation des Dampferzeu-
58
gers. Solche Unfallsequenzen haben eine ausser-
maulförmiger und ringförmiger Bruch mit ver-
ordentlich geringe Eintretenshäufigkeit. Da bei
schiedenen Öffnungsquerschnitten) auf das
diesem Unfalltyp jedoch radioaktive Stoffe direkt
Strömungsverhalten in der unmittelbaren Umge-
an die Umwelt abgegeben werden können, sind
bung des Rohrbruches untersucht. Diese Mes-
sie für Risikobetrachtungen von Kernkraftwerken
sungen wurden mit Hilfe optischer Messverfah-
trotzdem von grosser Bedeutung. Deshalb ist es
ren durchgeführt und erfolgreich abgeschlossen.
wichtig zu wissen, welcher Anteil der bei einem
Simulationsrechnungen
solchen Unfall freigesetzten Spaltprodukte in Form
wurden mit strömungsmechanischen Rechen-
von Wassertropfen und in Form von Aerosolen
programmen (Computational Fluid Dynamics
(feinste Partikel im Mikrometer-Bereich) auf der
CFD) durchgeführt und mit den Messergebnis-
Primär- und Sekundärseite eines Dampferzeugers
sen verglichen.
des Strömungsfeldes
zurückgehalten werden.
tungsprozesse zu identifizieren und zu quantifizie-
Rückhaltung von Tropfen im Dampftrockner
(Phase VI)
ren. Die gewonnene Datenbasis soll anschliessend
Das Tropfenverhalten mit den darin enthaltenen
in die Risikobetrachtungen von Unfallsequenzen
Spaltprodukten wird in dieser Phase untersucht.
mit Bruch von Dampferzeuger-Heizrohren integ
Die Bruchstelle des Heizrohres befindet sich am
riert werden.
oberen Ende des Dampferzeuger-Rohrbündels, so
Das Forschungsprojekt wurde in einem internatio-
dass feinste primäre Flüssigkeitstropfen erzeugt
nalen Konsortium durchgeführt, an dem sich ins-
und durch die Tropfenabscheider und den Dampf-
gesamt 12 Organisationen aus den USA, Japan,
trockner transportiert werden. Zur gezielten Cha-
den Niederlanden, Finnland und der Schweiz be-
rakterisierung des Tropfenverhaltens im Dampf
teiligten. Die Leitung erfolgte durch das PSI.
trockner werden Versuche zur Tropfenrückhaltung
Das Ziel des ARTIST-Projekts ist es, diese Rückhal-
in einer speziell dafür konzipierten Teststrecke
wichtige Ergebnisse
durchgeführt. In einer sehr umfangreichen Mess-
In ARTIST-II wurden verschiedene Einzelaspekte
ren Rückhaltung für verschiedene primäre Trop-
des Aerosol- und Tropfentransports und deren
fengrössen bei unterschiedlichen Durchflussraten
Abscheidungsverhaltens untersucht, die im Laufe
des Trägergases ermittelt werden (siehe Abbil-
von ARTIST-I zusätzliche Bedeutung erlangt hat-
dung 13). Hiermit liegt nun eine Datenbasis vor,
ten. Das Projekt war nach räumlichen Gesichts-
mit der die Rückhaltung für unterschiedliche Par-
punkten der untersuchten Effekte im Dampfer-
tikelgrössenklassen durch entsprechende Modelle
zeuger in verschiedene Teile, die sogenannten
beschrieben werden kann.
Projektphasen, gegliedert. In jeder Projektpha-
Im Berichtsjahr wurden vier grundlegende expe-
se wurden bestimmte lokale Aspekte untersucht.
rimentelle und analytische Arbeiten in Form von
kampagne konnte das Tropfenverhalten und de-
Im letzten Projektjahr konzentrierten sich die ex-
Abbildung 13:
Tropfenrückhaltung
als Funktion der
Stokes-Zahl der Trop
fen (kennzeichnet den
Tropfendurchmesser)
für verschiedene Durch
flussraten des Träger
gases. Quelle: PSI
perimentellen und analytischen Arbeiten im Wepunkte der Projektziele und deren Umsetzung
für das Jahr 2011 lassen sich wie folgt charakterisieren:
Aerosol-Rückhaltung im Nahbereich
des Heizrohrbruches (Phase II)
Im Nahbereich des Heizrohrbruches können sehr
hohe Gasgeschwindigkeiten auftreten, die die
Rückhaltung von Aerosolen entscheidend beeinflussen können. Zur Entwicklung von Modellen,
die das Aerosolverhalten unter diesen Bedin-
100
prozentuale Rückhaltung, %
sentlichen auf zwei Projektphasen. Die Schwer-
90
80
70
60
50
40
20
gungen beschreiben, ist die Kenntnis des drei
10
dimensionalen Geschwindigkeitsfeldes notwen-
0
dig. In zahlreichen Tests wurde der Einfluss des
Durchflussrate
Trägergas
50 kg/h
100 kg/h
200 kg/h
600 kg/h
800 kg/h
30
Stk, 1
Gasdurchsatzes und der Bruchgeometrie (fisch-
59
Doktorarbeiten durchgeführt. Hierbei erfolgten
einerseits Untersuchungen zum Verständnis des
physikalischen Verhaltens des Partikel- und Aero-
1.5.6MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe
Accidents in LWR
soltransports in einem durch einen Temperaturgradienten erzeugten Strömungsfeld. Andererseits
Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule
wurden Studien zum Auseinanderbrechen von Ae-
(KTH), Stockholm
rosolpartikeln bei der Impaktion auf Oberflächen
ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr
für verschiedene Aerosolmaterialien, Morpholo-
gien und Partikelgeschwindigkeiten durchgeführt.
Des Weiteren werden Experimente zum Blasenver-
Einleitung
halten in einer Rohrbündelgeometrie mit verschie-
Das Programm MSWI wird von der schwedischen
denen Bruchgeometrien, Gasdurchflussraten und
Königlich-Technischen
Wasserüberdeckungen vorgenommen.
Stockholm durchgeführt. Neben dem ENSI för-
Die geplanten Experimente der Projektphasen
dern als weitere Partner die schwedische Sicher-
wurden in den verschiedenen ARTIST-Testeinrich-
heitsbehörde (SSM), schwedische Kraftwerksbe-
tungen durchgeführt und die Ergebnisse doku-
treiber, das Nordic Nuclear Safety Research Pro-
mentiert. Die wesentlichen Ergebnisse des gesam-
gram (NKS) sowie die EU (SARNET-Programm)
ten Projekts wurden in einem Abschlussbericht zu-
die Projektarbeiten. Seit dem Beginn seiner Teil-
sammengefasst.
nahme am Programm (1996) kann das ENSI di-
Hochschule
(KTH)
in
rekt auf alle erarbeiteten Resultate zugreifen und
hat die Möglichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen.
Durch das Projekt können die komplexen Phänogungen besser verstanden werden. Diese Erkennt-
nisse können zudem in PSA-Studien integriert wer-
Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungs-
den. Möglicherweise können auch Empfehlungen
arbeiten bei der Untersuchung von Phänomenen,
für die Massnahmen zur Unfallbeherrschung (Acci-
welche bei einem schweren Unfall in einem Sie-
dent Management) in den Kernkraftwerken abge-
dewasserreaktor (SWR) auftreten könnten. Bei
leitet werden. Ferner kann das vertiefte Verständ-
schweren Unfällen kann der Reaktorkern wegen
nis dieser Störfallabläufe zu einer realistischeren
fehlender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge
Quellterm- und somit Dosisprognose beitragen
der Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze
und so helfen, die effektiv notwendigen Notfall-
zu kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbe-
schutzmassnahmen vorzubereiten.
hälter (RDB) versagen und die Kernschmelze aus-
mene des Aerosoltransports unter Störfallbedin-
treten.
Ausblick
Die MSWI-Projektarbeiten lassen sich in folgende
Das ARTIST-II-Projekt endete am 31.12.2011. Es
vier Bereiche einteilen:
ist geplant, das ARTIST-Projekt im Rahmen einer
❚ Kühlbarkeit einer Kernschmelze im RDB und Un-
internationalen Kooperation zum Informationsaustausch in den Jahren 2012–2014 fortzusetzen
(«ARTIST-Ex»). Ziele des Extensionsprojekts sind
eine Konsolidierung des Verständnisses zur Behandlung des Quellterms bei derartigen Unfallse-
fallbeherrschungsstrategien (INCOSAM)
❚ Formation von Schmelzpartikelschüttungen in-
nerhalb und ausserhalb des RDB (DEFOR)
❚ Kühlbarkeit einer Schmelzpartikelschüttung in-
nerhalb und ausserhalb des RDB (POMECO)
quenzen, die Weiterentwicklung von Modellen zur
❚ Risikobeurteilung von Dampfexplosionen (SERA)
Implementierung in Rechencodes, die Anwendung
Das übergeordnete Projektziel besteht darin, das
des gewonnenen Datenmaterials und Modellie-
Verständnis der bei einem schweren Unfall ablau-
rungen für Analysen von Unfallsequenzen in Kern-
fenden Prozesse zu verbessern. Dafür werden Ex-
kraftwerken. Da der regulatorische Nutzen des ge-
perimente durchgeführt, Methoden und Modelle
planten Folgeprojekts vom ENSI als nicht ausrei-
erforscht und Computercodes entwickelt. Durch
chend beurteilt wird, verzichtet das ENSI auf eine
diese Arbeiten sollen unter anderem die Unsicher-
weitere Beteiligung.
heiten bei der Quantifizierung der Risiken eines
schweren Unfalles reduziert werden. Die wichtigsten Arbeiten im Jahre 2011 waren:
60
INCOSAM (In-vessel Coolability and Severe Accident Management):
Schüttbett durch die Nachwärme erzeugte Ener-
Für einen Siedewasserreaktor (Nordic BWR) wur-
zu einer Austrocknung des Schüttbettes führt. Die
de unter anderem untersucht, ob nach einer Kern-
se Kühlbarkeitsgrenze wird als Dryout Heat Flux
schmelze die Führungsrohre der Instrumentierung
(DHF) bezeichnet. Zur Validierung des Codes wur-
(Instrumentation Guide Tube, IGT) im Bereich der
den die ermittelten Daten aus den POMECO-HT-
Durchflussbegrenzer verklemmen. Dies würde das
Experimenten verwendet. Die in diesen Experi-
Herausfallen dieser Führungsrohre aus der Boden-
menten gemessenen DHFs liessen sich durch den
kalotte des RDB nach dem Aufschmelzen der IGT-
Code mit guter Genauigkeit (Differenzen kleiner
Schweissnähte verhindern. Für die Analyse wur-
5%) vorhersagen. Die Forschungsresultate zeigen,
den der maximale Schmelzepool (1.9 m) sowie ein
dass der DHF stark von der Schüttbettform abhän-
möglichst mittig positioniertes Führungsrohr ge-
gig ist.
giedichte (in kW pro Kubikmeter Schüttbett) nicht
wählt. Die durchgeführte Analyse zeigt, dass das
Führungsrohr nicht verklemmt und somit der Re-
SERA (Steam Explosion Risk Assessment):
aktordruckbehälter zuerst im Bereich der IGT ver-
Mittels sogenannter Einzeltropfen-Experimenten
sagt. Bei anderen Mächtigkeiten des Schmelze-
wird das Phänomen Dampfexplosion erforscht. Da-
pools und anderen IGT-Positionen könnten die Re-
bei werden Tropfen eines flüssigen Kernsimulati-
sultate unterschiedlich sein, was weiter zu unter-
onsmaterials in eine Wasservorlage fallen gelassen
suchen sein wird.
und die Reaktionen analysiert. Es wurden weitere
Experimente mit geringer Überhitzung (100 °C
DEFOR (Debris Formation):
über dem Schmelzpunkt) durchgeführt. Dabei be-
Wenn die Kernschmelze als Strahl aus dem RDB
stätigte sich die Vermutung, dass die Material
austritt und auf eine Wasservorlage trifft, so wird
effekte (z.B. Mechanismen wie «mushy-phase»)
der Strahl mit zunehmender Eintrittstiefe in die
erst in diesem Überhitzungsbereich eine wesent-
Wasservorlage immer weiter aufgetrennt, bis
liche Rolle spielen. Die Unterschiede zwischen eu-
schliesslich nur noch Tropfen vorhanden sind. Dies
tektischen und nicht-eutektischen Mischungen bei
wird als «Jet-Breakup» bezeichnet und die dazu
der Erstarrung wurden mittels Analyse der durch
benötigte Wassertiefe als «Jet-Breakup Length».
die Dampfexplosionen erzeugten Feinpartikel wei-
Die Analysen zeigen, dass wenn die Wasservorlage
ter erforscht. Mit einem CFD-Rechenprogramm
mehr als 2 Meter tiefer als die Jet-Breakup Length
(Computational Fluid Dynamics) wurde die Defor-
ist, keine signifikante Agglomeration von Schmelz-
mation der Schmelztropfen simuliert. Die vorläu-
partikeln zu erwarten ist. Diese Agglomeration ist
figen Resultate zeigen unter anderem die Bedeu-
unerwünscht, da das Schüttbett dann schlech-
tung der Eigenschaften der Schmelze auf die Vor-
ter kühlbar ist. Der Einfluss der Überhitzung der
konditionierung (Bedingungen für eine nachfol-
Schmelze auf die Streuung der Resultate ist deut-
gende Dampfexplosion).
lich geringer als der der Jet-Breakup Length. In der
die Mächtigkeit der Wasservorlage, welche erfor-
derlich ist, um eine unerwünschte Agglomerati-
Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom-
on von Schmelzpartikeln zu vermeiden, in Abhän-
plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen.
gigkeit des Strahldurchmessers dargestellt. Im Be-
Je umfassender das Verständnis der Unfallphä-
trachtungsjahr konnte eine erste Version dieser
nomene ist, desto präziser können diese model-
Agglomeration Mode Map entwickelt werden. Mit
liert werden. Dadurch werden z.B. belastbarere
dem entwickelten DECOSIM (Debris Coolability Si-
Risikoquantifizierungen in der Stufe 2 der Proba-
mulator) Code wird die Ausbildung des Schütt-
bilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) möglich. Sie
bettes simuliert, wenn die Kernschmelze kontinu-
spielen beim Entscheid über technische Nachrüs
ierlich in die Wasservorlage fällt.
tungen und auch bei der Optimierung von Unfall-
sogenannten «Agglomeration Mode Map» wird
beherrschungsstrategien (SAMG) und der Not-
POMECO (Porous Media in- and ex-vessel
Coolability):
fallplanung eine wesentliche Rolle. So liefern die
Zur Bestimmung, ob ein Schüttbett kühlbar ist,
darüber, mit welchen Methoden und Erfolgsaus-
wird der MEWA 2D Code (Universität Stuttgart)
sichten die Kernschmelze vor oder nach einem Ver-
eingesetzt. Ein Schüttbett ist kühlbar, wenn die im
sagen des Reaktordruckbehälters gekühlt werden
Forschungsresultate beispielsweise Erkenntnisse
61
kann. Bemerkenswert ist die konsequente Ausrich-
1.6.1Strahlenschutzforschung
tung der MSWI-Forschungsarbeiten auf unmittel-
bare Anwendbarkeit der Resultate in den oben ge-
ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier
nannten Bereichen, insbesondere für SWR, wel-
che – wie beispielsweise die Schweizer Anlagen –
als zentrale Massnahme bei einem Kernschmelz-
Einleitung
unfall das Containment fluten. Ferner ermöglicht
Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen-
die Mitwirkung am MSWI-Projekt dem ENSI den
schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize-
direkten Zugang zum aktuellen Stand des Wissens
rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte
auf dem Gebiet der Leichtwasserreaktor-Schwer-
Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum
unfallforschung (auch über die Projektthemen hi-
Aufgabengebiet der Sektion:
naus).
❚ das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie- und
Ausblick
❚ die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-
Inkorporationsmessstelle,
Die Arbeiten an der KTH sind bislang insgesamt
geräten,
sehr zufriedenstellend verlaufen. Der Forschungs-
❚ das Betreiben eines Radioanalytiklabors.
vertrag wurde deshalb verlängert. In der neuen
Die Personendosimetrie, also die Messung der äus-
Projektperiode (2012 – 2016) sollen determinis
seren und inneren Strahlenexposition von Men-
tische und probabilistische Analysen kombiniert
schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlen-
werden, um den Einfluss der Unfallszenarien auf
schutzes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe
die Kühlbarkeit der Kernschmelze nach RDB-Ver-
technische Anforderungen an die Dosimetriestellen.
sagen und auf Dampfexplosionen systematisch be-
Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-
rücksichtigen zu können, Dafür wird die «Risk Ori-
geräten ist eine wichtige Voraussetzung zum
ented Accident Analysis Methodology (ROAAM)»
Nachweis der Einhaltung von gesetzlichen Grenz-
herangezogen. Die Forschungsaktivitäten für die
werten. Grosse Bedeutung haben auch die Mes-
Projektperiode 2012 – 2016 können wie folgt un-
sungen zur Freigabe von Materialien aus kontrol-
terteilt werden:
lierten Zonen und zur Überwachung der Abgaben
❚ Risikoevaluation und Synthese (RES)
radioaktiver Stoffe an die Umgebung.
❚ Analyse, wie die Kernschmelze aus dem RDB aus-
In der Radioanalytik werden chemische und phy-
tritt – Melt ejections mode (MEM)
❚ Kühlbarkeit des Schüttbettes – Debris coolabili-
ty map (DECO)
❚ Auswirkungen einer Dampfexplosion – Steam
explosion impact map (SEIM)
sikalisch-chemische Untersuchungen in Verbindung mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten radionuklidhaltigen Proben durchgeführt.
Die Radioanalytik hat im Strahlenschutz einen hohen Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer
neue Anforderungen aus der Praxis, denen mit
1.6 Strahlenschutz
Neuentwicklungen von Messmethoden und mit
neuen Lösungsansätzen begegnet werden muss.
Beispiele sind Freigabemessungen von Schlämmen
Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen
sowie Messungen von Umweltproben im Rahmen
ein breites Spektrum anwendungsbezogener The-
der Immissionsüberwachung oder von Proben zur
men. Sie reichen von der Überprüfung und Kalib
Überwachung der Inkorporation.
rierung von Messsystemen für ionisierende Strah-
Für das ENSI führt die Sektion Messwesen der Ab-
lung und der von Helikoptern aus durchgeführten
teilung für Strahlenschutz und Sicherheit des PSI
Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung
Expertisen sowie Entwicklungs- und Forschungs-
von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur Ent-
arbeiten auf dem Gebiet der Strahlenmesstechnik
wicklung neuer Analysemethoden für Radionukli-
und der Radioanalytik durch.
de. Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen
rung im Strahlenschutz bei. Mit diesen Aktivitäten
wichtige Ergebnisse
werden der Strahlenschutz in der Schweiz auf dem
Generische Strahlenschutzforschung
Stand der Technik gehalten und die Ausbildung
Im Berichtsjahr wurde die Doktorarbeit zur Ent-
von Nachwuchskräften gefördert.
wicklung eines Modells zur atmosphärischen Aus-
Normen zur länderübergreifenden Harmonisie-
breitung von Radionukliden, das die Topografie
62
und die Gebäude des PSI berücksichtigt und tur-
Im Jahr 2012 nahm die Sektion Messwesen an
bulente Strömungen mit hoher Auflösung berech-
Vergleichsmessungen im Bereich der Radioana-
nen soll, weitergeführt. Nach einem Wechsel zu
lytik und Neutronendosimetrie sowohl auf natio-
besser geeigneten Rechencodes und dem Einsatz
naler wie auch internationaler Ebene teil. Bei al-
vereinfachter Modelle der PSI-Topografie konn-
len Vergleichsmessungen liess sich eine gute Über-
ten wichtige Grundlagen für die Simulationen mit
einstimmung der PSI-Resultate mit den Referenz-
der realen PSI-Topografie erarbeitet werden. Zu-
werten feststellen.
sätzlich ist geplant, das Modell mit Hilfe von Mes-
In der Gruppe Radioanalytik wurde ein neues Flüs-
sungen der Luft-Aktivitätskonzentration von Posi-
sig-Szintillationsspektrometer mit Dreifach-Dop-
tronenstrahlern in der Umgebung des PSI zu über-
pel-Koinzidenz-Messtechnik erfolgreich kalibriert
prüfen. Die Positronenstrahler werden von den Be-
und seine Alpha-Beta-Trennung optimiert. Im Be-
schleunigeranlagen des PSI kontinuierlich im Rah-
richtsjahr untersuchte ein Industriepraktikant des
men der zulässigen Grenzwerte an die Umgebung
NE-Masterkurses der ETHZ die CR-39-Neutronen-
abgegeben. Dazu wurde im Berichtsjahr ein erster
Detektor-Materialien von drei verschiedenen Her-
Prototyp einer gammaspektrometrischen Messsta-
stellern. Dabei wurden Untergrunddetektoren
tion mit einem 3-x-3-Zoll-NaJ-Detektor im Mess-
und vorgängig bestrahlte Detektoren untersucht.
feld PSI-OASE in Betrieb genommen.
Die Ergebnisse der Studie werden 2012 auf einem
Am Testaufbau des neuen Probenahmesystems
Kongress der International Radiation Protection
des Hochkamins Ost wurden die Gesamtübertra-
Association (IRPA) in Glasgow präsentiert.
gungsraten von Aerosolpartikeln durch zwei auf
diese Prüfung spezialisierte Firmen gemessen. Die
Praktische Strahlenschutzforschung
Analyse zeigte eine gute Übereinstimmung der
Im Rahmen des Teilprojekts «Teilnahme an und
Messergebnisse beider Firmen. Auch stimmte die
Berichterstattung über die jährlichen Aeroradio
vom PSI durchgeführte Modellrechnung für klei-
metrieübungen» wurden die Routine-Messge-
ne und mittlere Partikel mit den Messergebnissen
biete um die Kernkraftwerke Mühleberg (KKM)
gut überein. Für grosse Partikel vernachlässigte das
und Gösgen (KKG), das Reuss-Delta und Gebiete
Modell die Resuspension einmal abgelagerter Teil-
im Kanton Tessin aeroradiometrisch ausgemes-
chen, so dass das Modell eine Übertragungsrate
sen. Zusätzlich wurde gemeinsam mit den Einsatz-
von Null vorhersagte, was der Wirklichkeit nicht
kräften des Kantons Tessin eine Einsatzübung mit
entsprach. Die vom PSI zur Verfügung gestellten
einem simulierten Transportunfall durchgeführt.
Prüfaerosole im mittleren Grössenbereich lagen
Es konnten mit Ausnahme der Betriebsareale der
deutlich unter den erwarteten Werten, was die
Kernkraftwerke keine erhöhten Messwerte regist
Hypothese einer zusätzlichen Abscheidung durch
riert werden. Auf den Betriebsarealen wurden die
elektrostatische Kräfte für diese Art von Partikel
gesetzlichen Grenzwerte eingehalten.
nahelegte.
Im Jahr 2011 wurden die Neutronen-Bestrah-
Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor-
lungseinrichtungen der PSI-Kalibrierstelle neu
mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar-
charakterisiert. Dazu wurden die Felder der 241Am-
beitsgruppen WG14 und WG17 der Internatio-
Be- und der
nal Organization for Standardization ISO aktiv mit.
derator (Schwerwasser) ausgemessen und model-
Die WG14 hat mit der Neuerstellung von zwei ISO-
liert. Auch wurde der Photonenanteil dieser Quel-
Normen begonnen. Die eine behandelt die Raum-
len mit sieben verschiedenen Messgeräten be-
luftüberwachung am Arbeitsplatz und die ande-
stimmt. Für die
re die Raum- und Fortluftüberwachung von Be-
des ISO-Wasserphantoms, das zur Kalibrierung
schleunigern zur Herstellung von Radionukliden
von Dosimetern verwendet wird, auf die Streu-
für die Positronen-Emissionstomographie (PET).
strahlung im Raum mit Messung und Monte-
In der WG 17 wird weiter an der Revision der ISO
Carlo-Simulation untersucht. Ein Phantom ist ein
7503, einer Norm über die Messung und Beurtei-
– in diesem Fall mit Wasser gefüllter – Behälter,
lung von Oberflächenkontaminationen, gearbei-
der stellvertretend für lebendes Gewebe verwen-
tet. Die Sektion Messwesen ist in mehreren Ar-
det wird. Phantome sollen eine dem lebenden
beitsgruppen von EURADOS (European Radiation
Gewebe vergleichbare Durchlässigkeit für ionisie-
Dosimetry Group) vertreten, die die Zusammenar-
rende Strahlung aufweisen.
beit auf dem Gebiet der ionisierenden Strahlung
Im KKM wurde die Cs-137-Bestrahlungsanlage
im europäischen Raum fördert.
durch die akkreditierte Kalibrierstelle des PSI er-
252
Cf-Quelle ohne und mit D2O-Mo-
252
Cf-Quelle wurde der Einfluss
63
folgreich überprüft. Das KKG hat zur Überwa-
lysen durchführen lassen kann. Ein wesentlicher
chung der Oberflächenkontamination von Per-
Gewinn ist die Umsetzung des Stands der Tech-
sonen fünf neue Endmonitore gekauft. Da diese
nik der chemischen Trenn- und Analyseverfahren
Monitore auch für die Triagemessung zur Inkor-
in der Radioanalytik und die nationale Zusammen-
porationsmessung gemäss Dosimetrieverordnung
arbeit in diesem Spezialgebiet.
verwendet werden sollen, hat die Eichstelle des PSI
Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach-
einen Monitor im Sinne eines Prototyps mit dem
wuchskräften, die nur dank der Attraktivität von
Blockphantom IGOR erfolgreich kalibriert.
Verfahren nach dem neuesten Stand der Technik
In der Radioanalytik wurden vier Messmethoden
für dieses Gebiet gewonnen werden können.
entwickelt und erfolgreich getestet:
❚ Mikrowellenaufschluss von aktiviertem Beton
und Bestimmung der Aktivität der Aktiniden
241
Am,
239
Pu,
240
Pu,
234
U,
238
U,
230
Th und
232
Th
❚ Bestimmung der Aktiniden aus dem Boden mit
Ausblick
Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2012 sind
Arbeiten an folgenden Projekten im Bereich der
einem Diglycolamide-Harz (DGA-Resin) als Vor-
generischen Strahlenschutzforschung geplant:
konzentrationsschritt
❚ Durchführung und Fachbegleitung einer Doktor-
❚ Optimierung der radiochemischen Schnellme-
thode für die simultane Bestimmung von U, Pu,
Am und Cm in Abwasserproben
❚ Analysemethode zur Bestimmung von 210Pb/210Po
und
226
Ra/
228
Ra in Trink- und Mineralwässern
Zusätzlich konnte durch die Radioanalytik die
Bestimmung des Nuklidvektors von HotlaborSchlammproben abgeschlossen werden.
Das Projekt zur Charakterisierung des PSI-Ganzkörperzählers mittels Messungen und Monte-Car-
arbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung
❚ Dokumentation der Bestimmung von Aerosol-
verlusten in komplexen Leitungssystemen
❚ Erstellung
neuer radiologischer Karten der
Schweiz
❚ Mitarbeit bei der internationalen Normung in
Strahlenmesstechnik
❚ Teilnahme der Radioanalytik an internationalen
Vergleichsmessungen
lo-Simulationen in Zusammenarbeit mit dem In-
❚ Anwendung der validierten ISOCS/LABSOCS-
stitut de Radiophysique in Lausanne (IRA) wurde
Software für Dichte, Summations- und Geomet
auch im Berichtsjahr weitergeführt. Im Jahr 2011
rie-Korrekturen in der Gamma-Spektrometrie
wurden nach Abschluss der Charakterisierung mit
❚ Absolutmessungen reiner Beta-Strahler mit der
einfachen Geometrien die Messungen und Rech-
TDCR-Methode für Halbwertszeitbestimmungen
nungen mit komplexen Geometrien fortgesetzt.
langlebiger Nuklide (10Be, 32Si, 63Ni, 93Zr, 129I)
Für die Rechnungen wurden neben den Rechnern
❚ Dokumentation der Studien in Neutronen-Do-
der IRA zusätzlich der Supercomputer des Swiss
simetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-
National Supercomputing Centre (CSCS) bei Lugano verwendet.
Detektoren
❚ Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit di-
rektem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in
Für die praktische Strahlenschutzforschung sind es
Die Entwicklungs- und Forschungsarbeit auf dem
die folgenden Arbeiten:
Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle-
❚ Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Be-
are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies
gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalib
der Schweiz
richterstattung
❚ Charakterisierung der Neutronen-Bestrahlungs-
rierung von Messsystemen. Auch wird ein erheb-
einrichtungen (Messung und Simulation)
licher Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch
❚ Evaluation von aktiven Personendosimetern
immer komplexer werdenden Messeinrichtungen
❚ Messungen zum Thema «Übernahme der Clea-
und Messaufgaben geleistet.
rance-Werte aus dem zukünftigen europäischen
Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision
Regelwerk für die maschinelle Freimessung»
der ISO-Normen tragen zu einer international har-
❚ Mitarbeit bei metrologischen und legalen Fra-
monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess-
gestellungen des Bundesamts für Metrologie
werten bei.
Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist
gewährleistet, dass das ENSI jederzeit Probenana-
64
(METAS)
❚ Weiterentwicklung
und Optimierung einge-
führter Messmethoden in KKW
❚ Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben
«EAWAG-Klingnau-Projekt»
❚ Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo-
nenten Target »M»
❚ Optimierung extraktionschromatischer Trennung
nicht-radioaktiven Abfälle. Sie betreffen unter anderem die Abfallminimierung, den Umgang mit organikahaltigen radioaktiven Abfällen und die Verbringung metallischer Werkstoffe in geologische
Tiefenlager.
von Am und Cm aus Bodenproben mittels DGA-
In der Schweiz wird die Bewirtschaftung nicht-ra-
Resin
dioaktiver Abfälle im Umweltschutzgesetz, die Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle im Kernener-
1.7 Entsorgung
gie- bzw. Strahlenschutzgesetz geregelt. Im Vergleich bestehen einige wichtige Unterschiede, die
beispielsweise die Verbringung organischer Abfäl-
Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss dem
le oder metallischer Werkstoffe in unterirdische
Sachplan geologische Tiefenlager wird auch die
Deponien anbelangen. So gilt für nicht-radioak-
Forschung im Bereich Entsorgung immer wich-
tive Abfälle im Bezug auf den Organikagehalt ein
tiger. Bei der geologischen Tiefenlagerung radio-
verbindlicher Grenzwert, während für radioaktive
aktiver Abfälle spielt die Untersuchung geeigneter
Abfälle bzgl. geologischer Tiefenlagerung die or-
Gesteinsformationen eine zentrale Rolle. Dazu
ganischen Stoffe zwar zu minimieren sind, dafür
werden hydrogeologische, geochemische und
aber keine quantitative Beschränkung besteht (im
felsmechanische Eigenschaften des Opalinustons
Extremfall handelt es sich bei den einzulagernden
im Felslabor Mont Terri untersucht. Die Auslegung
Abfällen um bituminierte Ionenaustauscherharze
eines Tiefenlagers und dessen Überwachung wird
aus Kernkraftwerken). Gemäss Umweltschutzge-
ebenso beleuchtet wie die Eigenschaften der da-
setz gelten Metalle als Rohstoffe, welche von den
rin einzulagernden Abfälle. Zudem werden die in
übrigen Abfällen zu trennen und der Wiederver-
einem Tiefenlager ablaufenden physikalisch-che-
wertung zuzuführen sind. Die metallischen Kom-
mischen Prozesse betrachtet, darunter insbeson-
ponenten der radioaktiven Abfälle sind jedoch
dere die Gasentwicklung. Darüber hinaus beschäf-
häufig durchgehend aktiviert, und eine direkte
tigen sich die Projekte mit langfristigen Prozessen,
Wiederverwertung des Materials ist meistens nicht
welche die Sicherheit eines geologischen Tiefenla-
möglich.
gers beeinträchtigen können, nämlich die Tiefen
ge grossräumiger tektonischer Hebung der Land-
wichtige Ergebnisse
schaft.
Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»
erosion durch Gletscher und die Abtragung als Fol-
beinhaltet eine systematische Analyse der heutigen
Bewirtschaftungspraxis für radioaktive und nicht-
1.7.1Abfallbewirtschaftung
im Vergleich
radioaktive Abfälle. Es wird geprüft, ob relevante
Regelungen und Prinzipien des Umweltschutzgesetzes in der Gesetzgebung zur Bewirtschaftung
ENSI-Projektbegleiter: Markus Hugi
radioaktiver Abfälle genügend berücksichtigt werden. Die Studie zeigt auf, wo bei der Entsorgung
Einleitung
radioaktiver Abfälle diesbezüglich Handlungsbe-
Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»
darf besteht und welche Massnahmen angezeigt
ist Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive Ab-
sind. In Bereichen, wo kein Handlungsbedarf be-
fälle» der Arbeitsgruppe des Bundes für die nukleare
steht, soll die Studie dafür überzeugende Begrün-
Entsorgung (AGNEB). Das ENSI bearbeitet dieses
dungen liefern.
Projekt gemeinsam mit dem Bundesamt für Umwelt
Im Berichtsjahr wurden die vorgesehenen Arbeiten
(BAFU), dem Bundesamt für Gesundheit (BAG) so-
bezüglich Vermeidungspotenzial und Behand-
wie der Kommission für nukleare Sicherheit (KNS).
lungsverfahren mit einem Fachgespräch am Paul
Nach Bedarf wurden die Abfallverursacher und die
Scherrer Institut (PSI, Sektion Rückbau und Ent-
Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioak-
sorgung) abgeschlossen. Das Gespräch bezog sich
tiver Abfälle (Nagra) als Experten beigezogen.
auf die Bewirtschaftung der radioaktiven Abfäl-
Das Projekt beinhaltet sowohl strategische als auch
le aus dem Zuständigkeitsbereich des BAG (Medi-
technisch-wissenschaftliche Überlegungen zur ak-
zin, Industrie und Forschung). Im Hinblick auf eine
tuellen Bewirtschaftung der radioaktiven und
möglichst geringe Gasproduktionsrate im geolo-
65
gischen Tiefenlager stand einmal mehr die Vermei-
Abbau Gase produzieren. Die Abbauprodukte
dung metallischer Abfälle im Vordergrund. Wich-
können die Wirkung der technischen und natür-
tige Behandlungsverfahren zu diesem Ziel sind Ab-
lichen Barrieren beeinträchtigen und dadurch die
falltrennung, Wiederverwertung, Abklinglagerung
Freisetzung der Radionuklide aus einem Tiefenla-
und Freimessung. Brennbare (organische) Abfälle
ger beschleunigen.
werden kompaktiert und anschliessend in der Plas-
Eine Reduktion der in den radioaktiven Abfällen
ma-Anlage des ZWILAG (Würenlingen) verbrannt.
enthaltenen metallischen bzw. organischen In-
Der Einsatz von radioaktivem Graphit aus dem DI-
haltsstoffe wird damit zu einer längerfristig erhöh-
ORIT-Forschungsreaktor als Zuschlagsstoff für Ze-
ten Sicherheit eines geologischen Tiefenlagers füh-
mentmörtel und dessen Verwendung zur Kondi-
ren.
tionierung von metallischen DIORIT-Abfällen stellt
ein innovatives, eigens am PSI entwickeltes Verfah-
Vorläufige Projektergebnisse
ren dar. Die Ausbildung der Mitarbeitenden in Hin-
Obschon zunehmend als wichtig erachtet, wird
blick auf die Vermeidung radioaktiver Abfälle hat –
die Thematik einer «konsistenten» Abfallbewirt-
wie bei anderen Abfallverursachern – am PSI einen
schaftung (radioaktive vs. nicht-radioaktive Abfäl-
hohen Stellenwert. Das Inventar der Stilllegungs-
le) in anderen Ländern durch die nationalen Ent-
abfälle aus den Grossforschungsanlagen (PSI-West
sorgungsorganisationen und Aufsichtsbehörden
und CERN) wird derzeit in Zusammenarbeit mit der
nicht proaktiv bearbeitet. «Inkonsistenzen» beste-
Nagra überprüft, und die Nachführungen werden
hen in der schweizerischen Gesetzgebung in ers
dokumentiert.
ter Linie bezüglich der Bewirtschaftung von orga-
Die Ergebnisse und Schlussfolgerungen aus der
nischen und metallischen Abfällen.
mittlerweile abgeschlossenen Bestandesaufnah-
Die Arbeiten haben bestätigt, dass Harze, Konzent
me wurden in einem Berichtsentwurf zusammen-
rate und Mischabfälle aus dem Betrieb der Kern-
gefasst und den Projektpartnern am 24. Oktober
kraftwerke sowie Abfälle aus der Nachbetriebs-
2011 anlässlich der vierten Projektsitzung vorge-
phase besonders bedeutungsvoll sind. Aus Grün-
stellt.
den der radiologischen Sicherheit und der Kosten
ist speziell in Kernkraftwerken die Abfallvermei-
dung oberstes Gebot. Dazu verhelfen optimierte
Das Verhalten von Abfällen in einem geologischen
Verfahren zur Dekontamination der Abfälle mit an-
Tiefenlager hängt von den physikalisch-che-
schliessender Freimessung. Alternative Abfallbe-
mischen (Umgebungs-)Bedingungen des Einlage-
handlungsmethoden unterliegen allerdings stren-
rungsbereichs und von den Materialeigenschaften
gen Prüfkriterien: Sicherer Betrieb/nukleare Sicher-
des Abfallprodukts ab. In Hinblick auf die zentralen
heit, Strahlenschutz, industrielle Reife, technische
Fragestellungen des Projekts erweisen sich die fol-
Umsetzbarkeit, Kosten usw.; dabei sind die Be-
genden radioaktiven Abfälle als besonders bedeu-
treiber in ihren Möglichkeiten stark von den Sys
tungsvoll: Harze, Konzentrate und Mischabfälle
temlieferanten abhängig. Die Möglichkeiten für
aus dem Betrieb der Kernkraftwerke sowie Abfäl-
eine alternative Behandlung organischer Ionen-
le aus deren Nachbetriebsphase. Die Zusammen-
austauscherharze oder das Potenzial einer verlän-
setzung dieser Abfälle (insbesondere Organika und
gerten Abklinglagerung speziell für metallische
Metalle) ist bekannt und in den entsprechenden
Grosskomponenten aus den Sekundärkreisläufen
Abfallsortenberichten umfassend dokumentiert.
wurden im Rahmen des vorliegenden Projekts von
Verschiedene Inhaltsstoffe sind von sicherheitsre-
der Nagra geprüft.
betriebliche Abläufe, aber auch weiter entwickelte
levanter Bedeutung, indem sie die Mobilität der
Organische Abfälle
spiel dafür sind organische Stoffe, deren Degrada-
Bezüglich organischer Abfälle sind Ionenaustau-
tionsprodukte in Form von Komplexbildnern die
scherharze (IAH) aus dem Betrieb der bestehenden
Rückhaltung der Radionuklide im Tiefenlager ver-
Kernkraftwerke in Hinblick auf die zentralen Fra-
mindern und zu einer beschleunigten Degradation
gestellungen des Projekts massgebend. Sie tragen
der Zementbarrieren im Nahfeld führen können.
nach Aufsättigung des verschlossenen Tiefenla-
Dazu kommen Materialien, die im Fall metallischer
gers durch mikrobiellen Abbau zur Produktion von
Werkstoffe durch anaerobe Korrosionsprozesse
Gasen bei, erhöhen durch komplexierende Abbau-
oder bei organischen Stoffen durch mikrobiellen
produkte die Mobilität der Radionuklide und füh-
66
Schadstoffe bzw. Radionuklide erhöhen. Ein Bei-
ren unter Umständen zu einer beschleunigten De-
sungen aus der Wiederaufarbeitung) stammen
gradation der Zementbarrieren im Nahfeld.
98 % der produzierten Gesamtgasmenge von den
Als Massnahme zur Reduktion der IAH-Mengen
Lagerbehältern aus Stahl. Deren Vorteile liegen in
stehen ein optimaler Reaktorbetrieb (d.h. dichter
der einfachen Herstellung und dem Verschluss, der
Brennstoff) und der Einsatz von adäquaten (kor-
mechanische Stabilität, der Handhabung (insbe-
rosionsresistenten) Werkstoffen im Vordergrund.
sondere Rückholbarkeit) sowie den verhältnismäs-
Ionenaustauscherharze liessen sich in einem
sig geringen Kosten. Unter Umständen kann den
Pyrolyseprozess (evtl. in einer Gemeinschafts
Stahlbehältern aber auch eine Funktion als Ele-
anlage) mineralisieren. Für höher aktivierte er-
ment der Langzeitmarkierung eines geologischen
schöpfte IAH können separate Sammeltanks zur
Tiefenlagers HAA zukommen. Als Massnahme zur
Verfügung gestellt werden, während normal ak-
Reduktion der produzierten Gasmenge steht die
tivierte IAH der Verbrennung (ZWILAG) zugeführt
Verwendung alternativer Behältermaterialien wie
werden können.
Kupferummantelung oder keramische Werkstoffe
im Vordergrund. Die Entsorgungspflichtigen ha-
Metallische Abfälle
ben entsprechende Abklärungen veranlasst.
Bei den metallischen schwach- und mittelaktiven
Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um
Ausblick
Stilllegungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kern-
Gemäss aktuellem Terminplan wird das Projekt
kraftwerken und Grossforschungsanlagen (PSI,
mit der Bereinigung des Schlussberichts im ersten
CERN). Mengenmässig ist der eigentliche Rohab-
Halbjahr 2012 abgeschlossen. Eventuelle Nachfol-
fall massgebend, während die Metallkomponen-
geprojekte in Bezug auf eine systematische Un-
ten der Lagercontainer und Abfallgebinde weniger
tersuchung einer risiko-orientierten Abfallbewirt-
ins Gewicht fallen.
schaftung sowie bezüglich alternativen Behälter-
Trennen, dekontaminieren, freimessen und wieder
materialien für hochaktive Abfälle sind prüfens-
verwenden erweisen sich als erfolgversprechende
wert.
und prüfenswerte Massnahmen zur Reduktion der
Abfallmengen, die teilweise durch die Abfallverursacher bereits umgesetzt wurden. Es gilt, zwischen
inaktiven metallischen Behältermaterialien sowie
1.7.2Forschungsprojekt Felslabor
Mont Terri
kontaminierten und aktivierten Metallen zu unterscheiden.
Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieur
Bei optimaler Prozessführung resultieren durch das
geologie der ETH Zürich
Einschmelzen aktivierter Metalle weitgehend in-
ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank
aktive Giesslinge, die gegebenenfalls wieder ver-
wertet werden können, während die radioaktive
Schlacke der Entsorgung zugeführt wird. Zumin-
Einleitung
dest aber führt das Umschmelzen zu einem güns
Mit dem internationalen Forschungsprojekt Mont
tigeren Oberflächen-Volumen-Verhältnis und da-
Terri werden Grundlagedaten zu den hydrogeo-
mit zu einer geringeren Gasproduktionsrate für die
logischen, geochemischen und felsmechanischen
metallischen Abfälle. Die Realisierung einer ent-
Eigenschaften des Opalinustons erhoben. Diese
sprechenden Gemeinschaftsanlage wird durch die
Eigenschaften sind für die Beurteilung der Sicher-
Abfallverursacher geprüft.
heit und die Abklärung der grundsätzlichen bau-
Durch eine verlängerte Abklinglagerung ist zu er-
technischen Machbarkeit geologischer Tiefen
warten, dass sich die Entsorgungssituation für
lager in Tongesteinen massgebend. Anhand von
KKW-Abfälle nicht signifikant ändern würde. Hin-
Demonstrationsexperimenten wird ferner das Ma-
gegen würde für Abfälle aus Grossforschungsanla-
terialverhalten einzelner technischer Barrieren (u.a.
gen (die einen grossen Teil von metallischen Kom-
Bentonit, Zement, Stahl) – in Wechselwirkung zum
ponenten beinhalten) eine Verlängerung der Ab-
Opalinuston – untersucht. Am Forschungsprojekt
klinglagerung über die gesetzlich erlaubten 30
beteiligen sich aktuell 14 Organisationen aus 7 Län-
Jahre hinaus potenziell eine Reduktion der einzula-
dern (Schweiz, Frankreich, Deutschland, Spanien,
gernden Abfälle bedeuten.
Belgien, Japan und USA). Das ENSI beteiligt sich seit
Bei den hochaktiven Abfällen (HAA – verbrauchte
2003 am Mont-Terri-Projekt mit eigenen Arbeiten
Brennelemente und verglaste Spaltproduktlö-
im Rahmen seiner regulatorischen Forschung.
67
wichtige Ergebnisse
hoben und für die Rechensimulationen verfügbar
Der Schwerpunkt der Forschungsarbeiten lag
gemacht werden. Am RC-Experiment beteiligen
2011 auf der Fortführung und Auswertung des
sich neben dem ENSI und der ETH die deutsche
RC-Experimentes (Rock Mass Characterisation-
Bundesanstalt für Geowissenschaften und Roh-
Experiment), welches von der Ingenieurgeologie
stoffe BGR (geophysikalische Messungen) und die
der ETH Zürich im Rahmen einer Dissertationsar-
Swisstopo (geodätische Messungen).
beit durchgeführt wird. Zielsetzung dieses vierjäh-
Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI
rigen Experimentes ist einerseits die Untersuchung
weiterhin an zwei kleineren Experimenten. Das Cy-
der durch den Bau der Galerie-08 (Ausbruchquer-
clic Deformation-Experiment untersucht das zyk
schnitt von 22 m ) infolge von Spannungsumlage-
lische Austrocknungsverhalten der Stollenwand in
rungen hervorgerufenen Deformationen im Opa-
Abhängigkeit des Stollenklimas (Temperatur, Luft-
linuston (Entstehung der sogenannten Auflocke-
feuchtigkeit). Mit dem Evaporation Logging-Expe-
rungszone in unmittelbarer Umgebung des Stol-
riment evaluiert das ENSI zusammen mit der Swiss
lens). Andererseits geht es um die Erfassung der
topo eine neue Methode der Durchlässigkeitsbe-
sehr langsam ablaufenden, langfristigen Verfor-
stimmung in Bohrungen.
mungen im Gebirge (Konsolidation, Kriech- und
Die Auswertungen zum RC-Experiment sind be-
Quellprozesse) mittels verschiedener Bohrloch-
reits weit fortgeschritten und umfassten in der Be-
Monitoring-Systeme. Ergänzt werden diese Unter-
richtsperiode folgende Arbeitspakete:
suchungen durch umfangreiche felsmechanische
❚ Auswertung des Verformungsverhaltens des
Laborversuche an der ETH Zürich, mit welchen die
Opalinustons im Sohlenbereich der Galerie-08,
2
Abbildung 14:
Darstellung der kumu
lierten longitudinalen
Verformungsbeiträge an
7 Messpunkten entlang
der vertikalen Bohrung
BRC-1 während und
nach Ausbruch der
Galerie-08.
felsmechanischen Kennwerte des Opalinustons er-
gemessen in der vertikalen Bohrung BRC-1 während und nach dem Ausbruch der Galerie-08
(Abbildung 14): Die Orientierung und Längen
der gemessenen Verschiebungsvektoren weisen
auf ein unterschiedliches zeitabhängiges Verformungsverhalten entlang der vertikalen Bohrung hin. Für die Periode des Ausbruchs der Galerie-08 zeigen die meisten Messungen Verformungsvektoren senkrecht zur Schichtung. Demgegenüber weisen die Verformungsmessungen
näher zur Tunnelsohle bzw. in Bereichen stärkerer tektonisierter Zonen flacher liegende Verschiebungsvektoren auf, wobei in der späteren
Ausbruchphase höhere Verschiebungsbeträge
zu beobachten sind. Für die Periode nach Ausbruch der Galerie-08 (post-excavation phase I
mit 199 Tagen und post-excavation phase II mit
270 Tagen) konzentrieren sich die Verformungen
auf die oberen 4 m der Bohrung, mit kumulierten
vertikalen Hebungskomponenten aller vier oberen Bewegungsvektoren von 4.9 bzw. 5.3 mm.
Aus diesen Ergebnissen können folgende vorläufige Schlussfolgerungen gezogen werden:
a) Das Verformungsbild im Sohlenbereich der
Galerie-08 entlang der vertikalen Bohrung
BRC-1 ist zeitlich und räumlich heterogen.
b) Die durch den Ausbruch der Galerie-08 induzierten Spannungsumlagerungen haben
zu Verformungen bis zur Endteufe der Bohrungen von 7 m geführt.
c) Nach dem Ausbruch sind wesentliche Verformungen (90 % der kumulierten Verfor-
68
mungen) nur in den oberen 4 m der Bohrung
rung kontrollieren. Das Auftreten stärker defor-
zu beobachten.
mierbarer Zonen führt somit zu Spannungskon-
d) Ausmass und Verteilung der Verformungen
zentrationen im angrenzenden, steiferen Gebir-
während des Vortriebes lassen darauf schlies-
ge und folglich zu grösseren Verformungen. Die
sen, dass sich das Gebirge in 2 bis 4 m Tie-
Synthese strukturgeologischer Detailaufnahmen
fe unterhalb der Sohle der Galerie-08 als dis-
und Verformungsmessungen im Tunnelabschnitt
kreter Block bewegt hat.
zeigt, dass Verformungen im Gebirge auf eine
e) Die hohen Verformungsbeträge nach dem
Kombination von Gleitverschiebungen entlang
Ausbruch lassen vermuten, dass neben Span-
bestehender Trennflächen (Störungen, Scherzo-
nungsumlagerungsprozessen auch Quellpro-
nen, Klüfte), Scherversagen entlang der Schich-
zesse der Tonminerale eine Rolle gespielt ha-
tung sowie spröden Bruchprozessen zurückge-
ben. Zur Klärung dieser Frage sind hydrau-
führt werden können.
lisch-mechanisch gekoppelte Modellierungen
❚ Auswertung der Verformungsmessungen in der
vorgesehen, die Aufschluss darüber geben
horizontalen Bohrung BRC-2 (Magnet-Extenso-
sollen, wie weit das Verformungsverhalten
meter und Chain-Deflectometer): Die grössten
des Opalinustons zu Änderungen des Poren-
umlagerungsbedingten Verformungen während
wasserdrucks im Gebirge geführt hat.
des Ausbruchs der Galerie-08 wurden im Bereich
❚ Auswertung der durch den Ausbruch der Ga-
der RC-Startnische sowie im Bereich der Haupt-
lerie-08 induzierten Verformungen im Tunnel-
störung (Main Fault) gemessen. Die horizontalen
abschnitt GM 110 bis GM 124 im Bereich der
Komponenten der Verformungen erweisen sich
Seitenwände und des Firsts der Galerie-08: Die
dabei als deutlich grösser als die vertikalen, was
hochauflösenden geodätischen Messungen als
sich mit der räumlichen Ausbreitung und Geo-
auch die Laserscanaufnahmen zeigen ein he-
metrie der Spannungsumlagerungsfront an der
terogenes Verformungsbild (Abbildung 15) mit
Brust des Stollens erklären lässt. In der Phase
den höchsten Verformungen im Firstbereich der
nach dem Ausbruch wurden nur noch sehr ge-
Galerie-08. Die Bereiche mit den grössten Ver-
ringe Verformungen, beschränkt auf tektonische
formungsbeträgen (bis zu 40 mm) liegen jeweils
Schwächezonen, festgestellt.
vor bzw. nach der etwa 4 m breiten Hauptstö-
❚ Laboruntersuchungen an Opalinustonproben:
rung (Main Fault), die hier den RC-Experiment-
Wie anhand von Spaltzugversuchen (Brazili-
bereich quert. Diese unerwarteten Ergebnisse
an Tensile Strength Tests BTS) gezeigt wurde,
zeigen deutlich, dass das Verformungsverhalten
hängt die Zugfestigkeit stark vom Wassergehalt
des Opalinustons stark durch diese Störungszo-
der Probe ab. In weiteren Versuchsserien wurde
ne bestimmt wird, insbesondere dem Kontrast
auch der Einfluss des Karbonatgehalts auf die
der Deformierbarkeit zwischen wenig und stark
Zugfestigkeit analysiert, welche aber keine Ab-
tektonisierten Zonen, die die Spannungsumlage-
hängigkeit zeigte. Im Opalinuston kann der Kar-
69
Abbildung 15:
Zusammenstellung der
kumulativen Verformun
gen im Tunnelabschnitt
GM 107 bis GM 124
der Galerie-08 (abge
wickelte Aufnahme der
Tunnelparamente «side
walls» und des Firsts
«crown»).
a) Verformungsbild
unterlegt mit der geolo
gischen Karte,
b) farbcodiertes Verfor
mungsbild in Metern:
Positive Werte geben
Hebungen, negative
Werte Senkungen an.
bonatanteil gänzlich an Bioklasten (biogene Ge-
von Fachpublikationen oder Tagungsbeiträgen vor
steinsbruchstücke) gebunden sein, die isoliert in
(siehe Referenzverzeichnis, Forschungsbericht in
der Ton-Quarz-Matrix liegen. Einaxiale Druckver-
Anhang A).
suche (UCS) zeigen nun, dass die Druckfestigkeit des Opalinustons tendenziell mit höherem
Bioklastengehalt abnimmt. Eine mögliche Erklä-
1.7.3OECD-NEA Clay Club
rung dazu liefern rasterelektronische Untersuchungen von Klinkenberg et al. 2009 (siehe An-
hang A). Diese Untersuchungen zeigen, dass bei
ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank
geringerem Anteil an Bioklasten induzierte Mik
ro-Risse in der Matrix enden, bei höherem An-
Einleitung
teil jedoch zusammenwachsen und dadurch die
Die Sicherheit geologischer Tiefenlager für radio
Spitzenfestigkeit der Gesteinsprobe reduzieren.
aktive Abfälle wird im Rahmen der OECD-NEA
«Radioactive Waste Management Committee»-
Aktivitäten in der Arbeitsgruppe «Integration
Das Mont-Terri-Forschungsprojekt liefert dem ENSI
Eine Untergruppe der IGSC, die «Working Group
wichtige Grundlagendaten, die für die Beurteilung
on Measurements and Physical Understanding of
der Sicherheit und bautechnischen Machbarkeit
Groundwater Flow through Argillaceous Media»
eines geologischen Tiefenlagers im Opalinuston
oder kurz «Clay Club» genannt, befasst sich da-
von grosser Bedeutung sind. Das RC-Experiment
bei seit 1991 mit spezifischen Aspekten des Stoff-
ermöglicht, Rückschlüsse über das mechanische
transportes in Tongesteinen, dem in der Schweiz
Gebirgsverhalten und die Mechanismen der Ver-
bevorzugten Wirtgestein für geologische Tiefenla-
formungen zu ziehen. Die Ergebnisse des CD-Ex-
ger. In der Untergruppe sind Behörden und Orga-
perimentes zeigen das zyklische Austrocknungs-
nisationen aus 9 Ländern vertreten, die sich mit der
verhalten der Stollenwand in Abhängigkeit des
sicheren Entsorgung radioaktiver Abfälle in Tonge-
Stollenklimas (Temperatur, Luftfeuchtigkeit) und
steinen befassen.
geben Einblick in die damit verknüpften Prozesse
Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand
(Aufsättigungs- und Entsättigungsvorgänge). Mit
der Wissenschaft in der Tongesteinsforschung zu
dem FM-D-Experiment werden Grundlagen zur
verfolgen, den Kenntnisstand der sicherheitsrele-
Messung lokaler Gesteinsdurchlässigkeiten ge-
vanten Prozesse und Parameter von Tongesteinen
schaffen, die für die Interpretation hydraulischer
zu diskutieren, allfällige Lücken zu erkennen und
Bohrlochmessungen und das Verständnis verschie-
mit gemeinsamen Projekten zu schliessen.
Group for the Safety Case» (IGSC) bearbeitet.
dener Prozesse (Selbstabdichtungsvermögen des
Die Beteiligung am Mont-Terri-Forschungsprojekt
wichtige Ergebnisse
liefert dem ENSI unabhängige Vergleichsdaten, die
In der Berichtsperiode standen insbesondere fol-
für Beurteilungen im Rahmen des Sachplans geo
gende Tätigkeiten im Vordergrund: Erstens wur-
logische Tiefenlagerung verwendet werden. Die
den zwei vom «Clay Club» erarbeitete Review-
Forschungsarbeiten stellen zudem den Erhalt und
und Syntheseberichte abgeschlossen («Claytrac-
die Förderung der Fachkompetenz beim ENSI und
Project: Natural Tracer Profiles Across Argillaceous
bei seinen Experten sicher.
Formations» und «Self-sealing of Fractures in Ar-
Opalinustons) wichtig sind.
gillaceous Formations»). Zweitens wurde eine in-
70
Ausblick
ternationale Fachtagung zum Thema «Imaging
Das RC-Experiment hat eine grosse Anzahl wissen-
and Nano Scale Characterisation of Clays» an der
schaftlicher Messdaten und Ergebnisse geliefert
technischen Hochschule in Karlsruhe (D) durchge-
und befindet sich nun in der Phase der Auswer-
führt. Die Tagung zeigte, dass der Stofftransport in
tung und Dokumentation. Die Arbeiten schreiten
Tongesteinen stark vom Konsolidierungsgrad des
planmässig voran, ein abschliessender wissen-
Gesteins, von der Porosität und Architektur des Po-
schaftlicher Arbeitsbericht wird im Rahmen einer
renraumes, der Permeabilität, der Wasserchemie
ETH-Dissertation für Ende 2012 erwartet. Einige
sowie der Tonmineralogie (Sorptionsprozesse) ab-
Ergebnisse zur felsmechanischen Charakterisie-
hängt. Als Beispiele seien die für Anionen zugäng-
rung des Opalinustons liegen bereits in Form
liche Porosität, makroskopische Effekte (chemische
Osmose, Hyperfiltration), Gastransportpfade so-
ren Hochskalierung für die Sicherheitsanalyse»
wie felsmechanische Eigenschaften (Gesteinsfes
(2013).
tigkeiten) erwähnt. Zum besseren Verständnis dieser Phänomene ist ein Einblick in den Nano-Ska-
❚ Workshop zum Thema «Gastransport in Tonge-
steinen» (koordiniert durch IGSC in 2013).
lenbereich notwendig. Ziel des Workshops war es
Zum Thema «Anomale Druckhöhen in Tongestei-
deshalb, den aktuellen Stand von Wissenschaft
nen» ist an der nächsten internationalen Clay Con-
und Technik auf diesem Gebiet aufzuzeigen. Die
ference in Montpellier (F) im September 2012 eine
heute verfügbaren Techniken sind klassische rönt
spezielle Session geplant.
genografisch-elektronenmikroskopische-spektro
Um die Zusammenarbeit mit Industrie und Akade-
skopische Methoden wie μ-XRF/XAS (micro-X-Ray
mie zu verstärken, ist für 2014 geplant, das Clay
Fluorescence/micro-X-Ray Absorption Spectrosco-
Club Steering Meeting zusammen mit der Jahres-
py), TEM-EDS (Transmission Electron Microscopy
tagung der Clay Mineral Society (CMS) durchzu-
coupled to Energy Dispersive detection System),
führen. Der Clay Club schlägt für die Tagung ei-
SEM-EDX (Scanning Electron Microscopy coupled
nen Programmbeitrag zur geologischen Tiefenla-
to Energy Dispersive X-ray Spectroscopy), nano-
gerung in Tongesteinen unter dem Spezialthema
SIMS (nano-Secondary Ion Mass Spectroscopy).
«Further development of microscopic observation,
Dazu kommen Neuentwicklungen wie QENS (Qua-
modelling technique and upscaling of argillaceous
sielastic Neutron Scattering), FIB-nt (Focused Ion
formations for PA» vor.
Beam nano-tomography) sowie die Verwendung
von Spallationsneutronen- oder Synchrotron-Quellen (z.B. μ-XANES = micro X-ray Absorption Near
Edge Structure). Mit diesen Verfahren ist heute eine Auflösung bis in den Nanometer-Bereich
1.7.4Forschungsprojekte zu den
Themen Monitoring, Pilotlager
und Lagerauslegung
möglich. Ein eindrückliches Beispiel der Anwendung verschiedenster Methoden präsentierte
ENSI-Projektbegleiter/in:
D. Grolimund (PSI-SLS) anhand der Abbildung
ring), Ann-Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn
Erik
Frank
(Monito-
eines Cäsium-Migrationsversuches an Kernproben
(Lagerauslegung)
von Opalinuston.
Einleitung
Bedeutung des Projekts für die
nukleare Sicherheit
Die drei hier beschriebenen Projekte werden vom
Der Clay Club der OECD/NEA ist eine wichtige
schungsprogramms «Radioaktive Abfälle». Dieses
internationale Plattform für die Tongesteinsfor-
Forschungsprogramm wurde von der Arbeits-
schung, in der Vertreter der Sicherheitsbehörden,
gruppe des Bundes für die nukleare Entsorgung
der Hochschulen, der Industrie sowie der Endlager-
(Agneb) initiiert.
projektanden ihr Wissen einbringen und austau-
Ein geologisches Tiefenlager für radioaktive Abfäl-
schen können. Die Mitwirkung des ENSI im Clay
le besteht gemäss Kernenergieverordnung (KEV)
Club liefert wichtige Grundlagen für die sicher-
aus einem Hauptlager, aus einem Pilotlager und
heitstechnische Beurteilung geologischer Tiefen-
aus Testbereichen. Das Pilotlager enthält einen
lagerprojekte.
kleinen, aber repräsentativen Anteil des Lagerin-
ENSI geleitet, sind aber zugleich Teil des For-
ventars. Mit Hilfe des Pilotlagers ist das Verhalten
Ausblick
der Abfälle, der Verfüllung und des Wirtgesteins
Für die nächsten zwei Jahre haben sich die Mit-
bis zum Ablauf der Beobachtungsphase zu über-
glieder des OECD-NEA Clay Clubs auf folgende
wachen. Die Ergebnisse dienen der Erhärtung des
vier Arbeitsschwerpunkte geeinigt:
Sicherheitsnachweises und müssen auf das Haupt-
❚ Ausarbeitung eines Dokumentes über die für die
lager übertragbar sein. Die Ergebnisse aus dem Pi-
Sicherheitsbeurteilung von Tongesteinen rele-
lotlager bilden somit eine Grundlage für den nach
vanten FEP’s (Features, Events, Processes).
der Beobachtungsphase erfolgenden Entscheid
❚ Dokumentation der Tagungsergebnisse «Ima-
des Lagerverschlusses.
ging and Nano Scale Characterisation of Clays»
Das schweizerische Standortauswahlverfahren er-
in einem NEA-Bericht bis Mitte 2012.
folgt gemäss dem Sachplan geologische Tiefen-
❚ Vorbereitung eines Workshops zum Thema
lager. In dessen Etappe 1 wurden von der Natio-
«Molekulare Modelle für Tongesteine und de-
nalen Genossenschaft für die Lagerung radioak-
71
tiver Abfälle (Nagra) sechs geologische Standort-
men des Sachplans um etwa ein Jahr verzögert.
gebiete für ein SMA-Lager (schwach und mittel
Die Projekte besitzen viele Schnittstellen unterei-
aktive Abfälle) und drei Standortgebiete für ein
nander, was eine enge Koordination und Koo-
HAA-Lager (hochaktive Abfälle) identifiziert und
peration voraussetzt. Im Berichtsjahr erfolgte für
für die weitere Standortevaluation vorgeschla-
die beiden Projekte «Pilotlager» und «Lageraus-
gen. Dies geschah anhand eines schrittweisen Ein-
legung» der Beginn regelmässiger Sitzungen. Für
engungsprozesses und vorgegebenen sicherheits-
beide Projekte wurden externe Experten verpflich-
technischen Kriterien. Ende November 2011 hat
tet und Vertreter der Kantone einbezogen.
der Bundesrat zugestimmt, diese Standortgebiete
Das Projekt «Pilotlager: Auslegung und Inven-
in die Raumplanung aufzunehmen, nachdem die
tar» untersucht die notwendigen Anforderungen
Behörden und die verschiedenen Expertengremien
an das Pilotlager, an dessen Platzierung, Bestückung
in ihren Gutachten bzw. Stellungnahmen den Vor-
und die wichtigen zu überwachenden Parameter.
schlägen der Nagra zugestimmt haben. Als Ergeb-
Im Berichtsjahr wurden die damals von der Ex-
nis der Etappe 1 werden in der Schweiz nur ton-
pertengruppe Entsorgungskonzepte für radioak-
reiche Wirtgesteine für die geologische Tiefenla-
tive Abfälle (EKRA) formulierten Empfehlungen
gerung weiter betrachtet. Aspekte des Pilotlagers,
für ein Pilotlager (diese wurden später in KEG/KEV
der Überwachung (Monitoring) und der Lageraus-
übernommen) mit ehemaligen EKRA-Mitgliedern
legung können daher in Zukunft auf tonige bzw.
diskutiert. Zusätzlich wurde über den aktuellen
tonreiche Gesteine fokussiert betrachtet werden.
Stand der Forschungs- und Entwicklungsarbeiten
In drei Projekten wird gegenwärtig fundiert abge-
zum Monitoring der französischen Organisation
klärt, ob über die heutige Richtlinie ENSI-G03 hi-
für die Entsorgung radioaktiver Abfälle in geolo-
naus gehend zusätzliche Anforderungen an die
gischen Tiefenlagern (Andra) und über bisherige
Auslegung eines geologischen Tiefenlagers, das
Ergebnisse des laufenden EU-Monitoring-Projekts
darin integrierte Pilotlager und das Monitoring zu
MoDeRn informiert.
stellen sind.
Das Projekt «Auslegung und Inventar des Pilot
Das Forschungsprogramm der Agneb umfasst
lagers» wurde aufgrund der oben erläuterten Ver-
zwei eng miteinander verknüpfte Projekte, welche
zögerungen bis Juni 2013 verlängert.
sich einerseits mit dem Pilotlager (Projekt 4.3, «Pi-
Das Projekt «Monitoringkonzept und -einrich-
lotlager: Auslegung und Inventar») und anderer-
tungen» fokussiert auf alle Schritte der Überwa-
seits mit Aspekten der Überwachung eines geo-
chung, angefangen bei einer dem Bau eines Fels-
logischen Tiefenlagers (Projekt 4.4, «Monitoring-
labors vorangehenden Umweltüberwachung (Er-
konzepte und -einrichtungen») auseinanderset-
fassung der ungestörten Umweltbedingungen),
zen. In Ergänzung dazu hat das ENSI ein Projekt zu
der Messung der durch den Bau hervorgerufenen
Aspekten der Lagerauslegung gestartet, das nach-
Veränderungen bis hin zur Möglichkeit, nach Ver-
träglich ins Agneb-Forschungsprogramm aufge-
schluss des Lagers die Überwachung zur Kontrol-
nommen worden ist.
le des Lagerverhaltens fortzusetzen. Das Projekt
Alle drei Projekte haben zum Ziel, den aktuellen
soll dem ENSI einen möglichst breiten und voll-
Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich der
ständigen Überblick über mögliche Monitoring-
aufgeführten Themenbereiche zu ermitteln, um
konzepte und -techniken verschaffen. Es soll zu-
dem ENSI die notwendigen Grundlagen für Ent-
dem Entscheidungsgrundlagen liefern, die für
scheide im Rahmen des Sachplanverfahrens geo-
die Festlegung der Anforderungen an die Über-
logische Tiefenlager zu verschaffen. Dazu werden
wachung eines Pilotlagers erforderlich sind. Die
national wie international Expertenmeinungen
Aktivitäten des Projekts sind eng an die umfang-
eingeholt, ausgewertet und in Berichten doku-
reichen Aktivitäten und Resultate des laufenden
mentiert.
EU-Forschungsprogramms MoDeRn (Monitoring
Developments for Safe Repository Operation and
Staged Closure) geknüpft. Der Schwerpunkt der
Die Projekte «Lagerauslegung», «Pilotlager: Ausle-
sem Jahr auf die Sichtung der bisherigen Ergeb-
gung und Inventar» und «Monitoringkonzept und
nisse des MoDeRn-Forschungsprogrammes und
-einrichtungen» wurden in der zweiten Jahres-
auf die Teilnahme an einer von der EU-Projektlei-
hälfte 2010 lanciert, jedoch wurde ein tiefer Ein-
tung organisierten Fachtagung, bei der Zielset-
stieg in die Projekte durch die Aktivitäten im Rah-
zungen, Strategien und Techniken des Monito-
72
Projektarbeiten konzentrierte sich deshalb in die-
wurden.
Bedeutung der Projekte, Beitrag zur
nuklearen Sicherheit
Das Projekt «Monitoringkonzept und -einrich-
Das etappenweise Vorgehen des Sachplans erlaubt
tungen» läuft unter Berücksichtigung der Dauer
eine schrittweise Realisierung eines geologischen
des EU-Projekts MoDeRn bis Dezember 2013 mit
Tiefenlagers unter Berücksichtigung des jeweiligen
dem Ziel, die Schlussergebnisse des MoDeRn-For-
aktuellen Standes von Wissenschaft und Technik.
schungsprogrammes in das Agneb-Projekt einbe-
Dabei hat die Sicherheit oberste Priorität. Ferner
ziehen und für das schweizerische Lagerkonzept
ist auch das in der Richtlinie ENSI-G03 geforderte
nutzbar zu machen.
Optimierungsgebot zu berücksichtigen, gemäss
Das Projekt «Lagerauslegung» beschäftigt sich
dem ein Projektant bei jedem Realisierungsschritt
mit der Auslegung der verschiedenen Lagerteile
auch Alternativen (z.B. in der Lagerauslegung) auf-
und deren Beziehung zueinander, wobei die lo-
zuzeigen hat und seine Wahl sicherheitstechnisch
kale geologische Situation und die Eigenschaften
begründen muss. Die drei Projekte bilden dabei
des Wirtgesteins zu berücksichtigen sind. Für den
eine wichtige Plattform, anhand derer diese Wahl
ersten Teil der Projektarbeit wurde ein Fragebogen
im Kreis von Experten diskutiert wird.
mit ca. 60 Fragen erstellt. Dieser wird gegenwär-
Die Elemente eines geologischen Tiefenlagers
tig seitens der Experten beantwortet, und die Ant-
umfassen gemäss Kernenergiegesetzgebung das
worten werden an gemeinsamen Sitzungen dis-
Hauptlager zur Aufnahme der Abfälle, das Pilot-
kutiert.
lager und Testbereiche. Das Hauptlager wird da-
Aufgrund der zu Beginn des Jahres 2012 erfolgten
bei so ausgelegt, dass nach Einbringung der Abfäl-
Präsentation von Vorschlägen der Nagra zu Stand-
le die Stollen verfüllt und versiegelt werden, um si-
orten für die Oberflächenanlagen in den Standort-
cherzustellen, dass die erforderliche passive Lang-
gebieten bzw. in den darum herum befindlichen
zeitsicherheit durch das Mehrfachbarrierensystem
Planungsperimetern hat die Frage der Zugangs-
gewährleistet ist, auch wenn die Zugänge der Ge-
bauwerke eine hohe Priorität erhalten. Die Ober-
samtanlage (Erschliessungsbauwerke) noch nicht
flächenanlage und die unterirdischen Anlagenteile
verschlossen sind. Die Gesetzgebung schreibt vor
können entweder durch einen Schacht oder eine
dem ordnungsgemässen Verschluss des Tiefenla-
Rampe oder eine Kombination aus beiden verbun-
gers eine so genannte Beobachtungsphase (Mo-
den werden. Dabei muss auch bei einer Schacht-
nitoring) vor. Das Pilotlager dient dabei der Über-
verbindung nicht zwangsweise die Oberflächenan-
wachung des Verhaltens der technischen Barri-
lage direkt oberhalb der untertägigen Anlagen zu
eren des Nahfelds und der Geosphäre und der
liegen kommen. Jedoch sind sicherheitstechnische
Überprüfung der Prognosemodelle, mit denen
Vor- und Nachteile von Schacht und Rampe früh-
die Langzeitsicherheit aufgezeigt wurde. Abwei-
zeitig abzuklären, damit bei der Platzierung der
chungen von den Modellen oder unerwartete Ent-
Oberflächenanlagen keine sicherheitstechnischen
wicklungen des Lagersystems sollen damit recht-
Bedenken zu den Zugangsbauwerken einmal vor-
zeitig erkannt werden können. Das Pilotlager hat
geschlagene Standorte diskreditieren.
somit die Funktion eines Nachweislagers, welches
Aufgrund der Fachgespräche innerhalb des Pro-
über die Versiegelung des Hauptlagers hinaus eine
jekts lässt sich bezüglich Schacht und Rampe fest-
Langzeitkontrolle ermöglicht und die Grundlagen
halten: Sowohl Schächte wie auch Rampen sind
zum späteren Verschluss des geologischen Tiefen-
grundsätzlich bautechnisch machbar, für beide be-
lagers liefert.
rings in einem internationalen Rahmen erörtert
stehen weltweit grosse Erfahrungen. Beide Arten
der Zugangsbauwerke können auch länger als 100
Ausblick
Jahre unterhalten werden. Beide Varianten ha-
Der Ende 2011 erfolgte Abschluss von Etappe 1
ben Vor- und Nachteile, welche standortspezifisch
des Sachplanverfahrens bedeutet bezüglich der in
vertieft zu betrachten sind. Keiner dieser Aspekte
der Schweiz angestrebten Wirtgesteine eine Ein-
schliesst jedoch aus sicherheitstechnischen Grün-
schränkung auf tonige bzw. tonreiche Gesteine.
den die eine oder andere Option aus. Damit erge-
Dieser Entscheid ist in den zukünftigen Arbeiten
ben sich für ausserhalb der Standortgebiete plat-
an den drei Agneb-Forschungsprojekten zu be-
zierte Oberflächenanlagen keine grundsätzlichen
rücksichtigen. Die für 2012 vorgesehenen Fach-
Nachteile.
sitzungen und Expertenbefragungen konzentrie-
Parallel zum Projekt «Pilotlager» wird das Projekt
ren sich deshalb ausschliesslich auf Tiefenlagerpro-
«Lagerauslegung» bis Juni 2013 dauern.
jekte und Monitoringkonzepte in Tongesteinen.
73
1.7.5FORGE – Fate of Repository
Gases
Projektziele des Berichtsjahrs und deren
Umsetzung
Das Ziel des Arbeitspakets WP1.2 ist, ein Bench-
ENSI-Projektbegleiter: Manuel Lorenzo Sentís
mark-Modell eines Zwei-Phasen-Flusssystems für
ein ganzes geologisches Tiefenlager zu definieren.
Einleitung
Dabei werden verschiedene Werte wie Gas- und
FORGE ist ein Projekt der EU im Rahmen des 7.
Wasserdruck,
Rahmenprogramms. Es hat zum Ziel, die sicher-
berechnet. Ausgehend von einem zweidimensio-
heitstechnische Bedeutung der durch Gase verur
nalen System werden im Laufe des Projekts sukzes-
sachten Prozesse im Nah- und Fernfeld eines Tie-
sive Benchmark-Modelle bis zu einer vollständigen
fenlagers zu untersuchen, beispielsweise den
Modellierung des gesamten Lagerkavernensystems
Druckaufbau im Tiefenlager oder den Transport
definiert. In allen diesen Modellen wird der Einfluss
von Gasen und Radionukliden aus dem Tiefenla-
der Grenzflächen zwischen Materialien untersucht.
ger ins Wirtgestein. Im EU-Projekt FORGE werden
Das erste Benchmark-Modell wurde Ende 2009
Teilaspekte der Gasentstehung in einem Tiefenla-
definiert, und die meisten Gruppen (darunter auch
ger und des anschliessenden Gastransports durch
das ENSI) haben zwischen Ende 2009 und Anfang
das Wirtgestein untersucht. Die Arbeiten sind in 5
2011 Resultate abgeliefert. Das Gastransportver-
Pakete (Work packages WP) unterteilt:
halten wird in einem zweidimensionalen System
❚ WP1: Behandlung von Gas in Sicherheitsanalysen
(Abbildung 16) mit einer Grenzfläche («Interface»)
❚ WP2: Gasbildung
zwischen der Auflockerungszone und dem Abfall-
❚ WP3: Technische Barrieren
behälter betrachtet. Die geringe Ausdehnung die-
❚ WP4: Gestörte Wirtgesteine
ser Grenzfläche war eine Herausforderung bei der
Wasserstoffkonzentrationen,
etc.
❚ WP5: Ungestörte Wirtgesteine
Modellierung für alle involvierten Gruppen. Die Er-
24 Partner nehmen an FORGE teil, darunter sind
gebnisse zeigen, dass die Modellierung der Grenz-
neben dem ENSI weitere Aufsichtsbehörden (aus
fläche zwischen der Auflockerungszone und dem
Belgien, Tschechien und Frankreich) sowie entsor-
Behälter als eigenständige Schicht einen Einfluss
gungspflichtige Institutionen vertreten. Das Pro-
auf die Resultate der Gastransportsimulationen
jekt wurde im Februar 2009 gestartet, die Dauer
hat. Die verschiedenen Gruppen mussten vereinfa-
des Projekts umfasst 4 Jahre.
chende Annahmen treffen, um die komplexe Auf-
Das ENSI nimmt am Arbeitspaket WP1 («Treat-
gabenstellung zu lösen.
ment of Gas in performance assessments») teil.
Das ENSI führte mit den Programmen TOUGH2
Die Arbeiten beinhalten eine Bestandsaufnah-
und TOUGH2-MP alle Referenzfälle und Variati-
me des technischen und wissenschaftlichen Wis-
onen der in WP1.2 definierten ersten Benchmark-
sens zu der Gasproblematik in einem Tiefenla-
Berechnungen des Gastransportes in einem zwei-
ger (WP1.1) sowie die Definition und die Durch-
dimensionalen Modellsystem durch. Das ENSI und
führung von sicherheitstechnisch relevanten Ver-
die anderen Arbeitsgruppen erhielten für diese Be-
gleichsberechnungen (Benchmark) zum Gastrans-
rechnungen vergleichbare Resultate. Unterschiede
port (WP1.2).
zwischen den Resultaten der Gruppen sind auf die
Abbildung 16:
Generisches Modell für
das erste Benchmark.
74
Point P4
verschiedenen Vereinfachungen und Annahmen
im Modell zurückzuführen. Ein Auszug der Resultate wird in Abbildung 17 gezeigt.
Ein dreidimensionales System (Abbildung 18) mit
Grenzfläche zwischen Behältern und Auflockerungszonen wurde als zweite Vergleichsberechnung im Oktober 2010 definiert, und erste Resultate wurden in der Projekt-Sitzung im Januar 2011
in Brugg präsentiert.
Vollständige Resultate liegen zurzeit nur von einer
Gruppe vor. Das ENSI ist zurzeit daran, eine neue
Software zu testen, um aufwendige dreidimensionale Zwei-Phasenfluss-Modelle mit dem Programm TOUGH2 zu erstellen. Mit den Kenntnissen aus dem FORGE-Projekt erwartet das ENSI einerseits, neue Modelle mit TOUGH2 erstellen zu
können, die für die Beurteilung der Berechnungen
der nächsten Etappen des Sachplans vom Vorteil
sein können. Andererseits ermöglicht dieses Projekt, Programme kennenzulernen, die andere Teilnehmer benutzen.
Ende 2011 wurde das vollständige Modell für das
gesamte Lager (Abbildung 19) präsentiert. Das
Modell besteht aus einer Zusammenstellung der
C.NT.AEAP.10.xxxx
© Andra
Module des zweiten Benchmarks.
AGENCE NATIONALE POUR LA GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS – FORGE WP1.2 08-09/06/2010
Die Arbeitsgruppe des WP1.2 traf sich zweimal
während des Jahres 2011. Am 17. und 18. Januar
um über den Stand der Modellierungsarbeiten des
organisierte das ENSI ein Treffen in Brugg, bei dem
Benchmarks 2 zu sprechen. In diesen regelmässigen
die aktuellsten Resultate des Benchmarks 1 prä-
Sitzungen (zweimal pro Jahr) werden der Stand der
sentiert wurden. Ende Juni 2011 traf sich die Ar-
Arbeiten sowie die Fortschritte der verschiedenen
beitsgruppe WP1.2 dann zum zweiten Mal in Paris,
Partner im WP1.2 diskutiert. Ausserdem wird das
Abbildung 17:
Vergleich der Resul
tate der verschiedenen
Gruppen für Gas- und
Porenwasserdruck des
ersten generischen
Benchmark-Modells.
Die Unterschiede in den
Resultaten sind auf die
verschiedenen Vereinfa
chungen und Annahmen
in den Modellen zurück
zuführen.
Abbildung 18:
das zweite Benchmark.
75
Abbildung 19:
das dritte Benchmark.
weitere Vorgehen bei der Definition von neuen Ver-
nur langsam abgeführt werden, und es kommt zu
gleichsberechnungen (Benchmarks) festgelegt.
einem Druckaufbau in den Lagerstollen. Die für die
Die Arbeitsgruppe WP1.1 befasst sich mit der Ver-
Langzeitsicherheit eines Tiefenlagers wichtige Fra-
fassung eines Berichts über den Stand von Wissen-
ge ist, ob durch diesen Druckaufbau die Rückhal-
schaft und Technik und in Bezug auf die Gasbil-
tefähigkeit des Wirtgesteins durch die Bildung von
dung und den Gastransport in einem Tiefenlager.
Rissen gefährdet wird.
Die Projektpartner trafen sich in Barcelona im Mai
Das EU-Projekt FORGE bietet dem ENSI Gelegen-
2011, um Informationen über die verschiedenen
heit, sich bezüglich aller relevanten Fragestel-
Teilprojekte auszutauschen, um die in den ver-
lungen im Bereich von Gasbildung und Gastrans-
schiedenen Teilprojekten gewonnenen Erkennt-
portfragen in Tiefenlagern auf den neusten Stand
nisse ins Projekt WP1.1 zu integrieren und um die
von Wissenschaft und Technik zu halten. Die Er-
Zusammenarbeit zwischen den Partnern der Teil-
kenntnisse dieser Arbeiten werden in die Überprü-
projekte und den Modellierern des WP1.2 zu op-
fung der Dokumente der Nagra im Rahmen des
timieren. Es wurde beschlossen, die weiteren Fort-
Sachplans Geologische Tiefenlager einfliessen.
schritte des Projekts mit klar definierten Fragen zu
Weitere Informationen über das EU-Projekt FOR-
wichtigen Aspekten der Gasproblematik zu steu-
GE sind unter http://www.bgs.ac.uk/forge/home.
ern. In einem Treffen in London im Januar 2012
html erhältlich.
werden Teilnehmer der verschiedenen Arbeitspakete diese relevanten Aspekte in Form von Fragen
Ausblick
festhalten (siehe unten Kapitel Ausblick).
In den nächsten Projektschritten werden die Resultate der jeweiligen Berechnungen der Teilnehmer am WP 1.2 verglichen sowie Probleme und
Die in einem geologischen Tiefenlager eingela-
transportprozessen diskutiert. Das Ziel ist, inner-
gerten Metalle und organischen Stoffe produzie-
halb der Laufzeit des Projekts belastbare Berech-
ren durch Korrosionsprozesse oder aufgrund des
nungen eines 3D-Modells eines Tiefenlagers zu
Stoffwechsels von vorhandenen Mikroben Gase
entwickeln, um die sicherheitstechnische Bedeu-
wie Wasserstoff und Methan in den Einlagerungs-
tung der Gasentwicklung im Tiefenlager vertiefter
stollen. In dichten Wirtgesteinen kann dieses Gas
beurteilen zu können.
76
Lösungen der numerischen Modellierung von Gas-
Im Januar 2012 in London werden Teilnehmer der
vor ca. 21 000 Jahren (letztes glaziales Maximum
verschiedenen Arbeitspakete im Zusammenhang
LGM), mit zwei unterschiedlichen Szenarien für die
mit dem WP1.1 spezifische Fragen für die verschie-
Höhe der Eisschilde im beginnenden Mittelwürm.
denen Arbeitsgruppen definieren. Die Fragen be-
Durch die Klimamodellierung werden Luftdruck-
treffen alle Arbeitsgruppen und werden im Laufe
verhältnisse, Sturmpfade und Niederschläge bei-
des Jahres 2012 behandelt. Die Antworten werden
der Eiszeitphasen jeweils als Differenz zur Nacheis-
zu den Schlussfolgerungen des FORGE-EU-Projekts
zeit dargestellt und untereinander verglichen. Als
beitragen. Die Fragen werden die folgenden As-
Referenz für die Nacheiszeit wird eine relativ küh-
pekte beinhalten:
le Klimaperiode verwendet, die sich im Spätmittel-
❚ Variabilität und Ungewissheit der Gasgenerati-
alter bis in die Mitte des 19. Jahrhunderts (1850
onsraten
A.D.) erstreckte und als Kleine Eiszeit bezeichnet
❚ Mechanismen für den Gastransport
wird. Ziel der Sensitivitätsstudie ist ein verbessertes
❚ Bedeutung der Zwischenräume an Materialgren-
Verständnis der atmosphärischen Zirkulation im
zen für den Gastransport
❚ Übertragung von Laborergebnissen und Ergebnis-
Verlauf einer Eiszeit und deren Abhängigkeit von
der Eisschildgeometrie.
sen von in-situ-URL-Experimenten auf grosstechlager. Können experimentelle Ergebnisse für die
wichtige Ergebnisse
nischen Massstab in einem geologischen TiefenSicherheitsanalyse erfolgreich umgesetzt werden?
Die Modellrechnungen für beide Zeiträume wur-
❚ W ie können Prozesse im Zusammenhang mit
den nach einer Erweiterung des ursprünglich pro-
Gasbildung und -migration die Sicherheitsfunk-
jektierten Simulationsumfanges von drei auf sie-
tionen in einem Tiefenlager beeinträchtigen?
ben Glazialsimulationen im Mai 2011 plangemäss
beendet. Die anschliessend durchgeführten globalen Analysen der Daten haben gezeigt, dass die
1.7.6Klimamodellierung WürmEiszeit
atmosphärische Dynamik und damit die Niederschlagsverteilung über dem Nordatlantik und Europa von der Höhe des Laurentischen Eisschildes
Auftragnehmer: Physikalisches Institut, Abteilung
(Nordamerika) massgebend beeinflusst wird: Je
Klima- und Umweltphysik, Universität Bern
höher das Laurentische Eisschild ist, desto mehr
ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert
verschieben sich die Zugbahnen aussertropischer
Stürme nach Süden (Abbildung 20). Hierdurch
erreicht auch weniger Feuchtigkeit den europä-
Einleitung
ischen Kontinent, speziell die Gebiete nördlich der
Im Rahmen des Sachplans geologische Tiefenlager
Alpen. Die Daten zeigen weiterhin, dass dieser Ef-
spielen zukünftige Erosions-Szenarien eine wich-
fekt besonders in den Wintermonaten zur Geltung
tige Rolle für die Beurteilung der Langzeitsicher-
kommt, mit den entsprechenden Folgen auf das
heit der Standortgebiete. Insbesondere für das Po-
Wachstum der europäischen Eischilde bzw. Glet-
tenzial linienhafter Tiefenerosion durch Gletscher
scher. Der Einfluss der Erdbahnparameter auf die
sind aus Sicht des ENSI weitere Untersuchungen
Niederschlagsverteilung ist hingegen nur von un-
vorzusehen. Das Erosionspotenzial vorrückender
tergeordneter Rolle. Zuverlässige Aussagen für die
Gletscher hängt stark vom Ausmass zukünftiger
Schweiz lassen sich jedoch nur beschränkt aus der
Vergletscherungen und damit vom Niederschlag in
Datenanalyse ableiten, da sich die beobachteten
den Alpen und in Mitteleuropa ab. Eine Abschät-
Ereignisse für das Gebiet der Schweiz knapp inner-
zung über das Ausmass zukünftiger Vorlandver-
halb der Modellunsicherheiten bewegen.
gletscherungen ist daher stark von der Klimaent-
Anfang Dezember 2011 wurde ein umfassender
wicklung abhängig.
Artikelentwurf zur wissenschaftlichen Begutach-
In der durch das ENSI in Auftrag gegebenen Studie
tung an die Fachzeitschrift Climate of the Past
soll die letzte Eiszeit (Würm) betrachtet werden,
(www.clim-past.net) eingereicht.
welche vor etwa 120 000 Jahren begann und vor
lierung ist ein Vergleich zwischen der Frühphase
vor ca. 65 000 Jahren (Übergang vom Früh- zum
Bei der geologischen Tiefenlagerung hochak-
Mittelwürm) und der Hochphase der Würmeiszeit
tiver Abfälle mit einem Betrachtungszeitraum von
gut 10 000 Jahren endete. Ziel der Klimamodel-
77
1 Million Jahre ist die glaziale Tiefenerosion ein
Ausblick
wichtiger, zu beachtender Prozess. Das Erosions
Das Projekt hat ein grosses Datenvolumen gene
potenzial vorrückender Gletscher hängt stark vom
riert. Es wurde beschlossen, diese Daten für spe
Ausmass zukünftiger Vergletscherungen und da
zielle Fragestellungen weiter auszuwerten. Durch
mit vom Niederschlag in den Alpen und in Mittel
die Verlängerung des Projekts bis Ende März 2012
europa ab. Durch die Klimamodellierung werden
wird die bestehende Analyse des langfristigen
ein verbessertes Verständnis der atmosphärischen
mittleren klimatischen Zustandes durch die Unter
Zirkulation im Verlauf einer Eiszeit gewonnen und
suchung von kurzfristigen Variationen, insbeson
die entscheidenden Parameter evaluiert.
dere Veränderungen in den Grosswetterlagen und
extreme Niederschlagsereignisse, erweitert. Es ist
Abbildung 20:
Niederschlagsver-
teilung in Millimeter
pro Tag zwischen
90° W und 60° E.
Oben: Referenzperiode
Kleine Eiszeit 1850 A.D.
Mitte: Differenz zwi
schen 1850 A.D und
LGM (vor 21 000 Jahren).
Unten: Differenz zwischen 1850 A.D. und
Beginn Mittelwürm
(vor 65 000 Jahren) mit
ausgeprägtem Eisschild
über Nordamerika.
78
geplant, dass die Analyse stärker auf Europa eingegrenzt wird, um – soweit mit der aktuell benutzten
Auflösung möglich – regionale Einflussfaktoren
herauszuarbeiten. Hierdurch wird ein besseres Verständnis der entscheidenden Prozesse für die Akkumulationsrate und damit der Gletscherausbreitung und -variabilität im Alpenvorland erwartet.
Zur Veröffentlichung der Ergebnisse ist eine zweite
Fachpublikation vorgesehen.
Die Nagra sieht bei den Standortgebieten für hochaktive Abfälle Modellierungen der Landschaftsentwicklung vor. Für diese Modellierungen benötigt
sie entsprechende Klimadaten. Im Anschluss an
das Forschungsprojekt sollen daher die generierten
Klimadaten einer Landschafts- und Erosionsmodellierung als Eingangsdaten bzw. Randbedingungen
zugeführt werden.
1.7.7Datierung quartärer
Sedimente im Alpenvorland
wichtige Ergebnisse
Im Jahr 2011 wurde an einem Vorprojekt gearbei-
Auftragnehmer: Institut für Geologie, Universität Bern
tet, um an Lokalitäten mit einfachen sedimentären
ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert
Lagerungsverhältnissen und klarer stratigrafischer
Zuordnung die Methodik zu testen. Im Rahmen
Einleitung
des Vorprojekts waren an den Lokalitäten Man-
Die Nordschweiz, in der fünf der sechs Standort-
dach (Tiefere Deckenschotter) und Irchel (Höhere
gebiete für geologische Tiefenlager liegen, ist be-
Deckenschotter) vertikale Profile sowie in Siglis-
deckt mit den Sedimenten der quartären Eiszeiten.
dorf (Höhere Deckenschotter) ein horizontales Pro-
Die klassische Aufteilung der Ablagerungen in
fil aufgenommen und daran
vier grosse Eiszeiten ist in den letzten Jahrzehnten
durchgeführt worden (Akçar et al., in review). Für
durch ein differenzierteres Bild von mehr als einem
die Tieferen Deckenschotter bei Mandach konnte
Dutzend Eisvorstössen ersetzt worden. Während
so ein Minimalalter von 800 000 Jahren bestimmt
den Vorstössen wurden Täler zum Teil mehrfach
werden (Abbildung 21). Beide Vertikalprofile (Man-
ausgeräumt und anschliessend wieder gefüllt. Um
dach, Irchel) zeigen die charakteristischen, mit der
sowohl die Dynamik der glazialen Erosion zu ver-
Tiefe abnehmenden Isotopengehalte. Für eine ge-
stehen als auch genauere Erosionsraten bestim-
nauere Abklärung der Sedimentationsverhältnisse
men zu können, müssen die Alter der einzelnen
(das Irchel-Profil weist auf mehrere Ablagerungs
quartären Schichten bekannt sein.
zyklen hin) soll jedoch im Rahmen des Hauptpro-
Gegenwärtig beschränken sich die vorhandenen
jekts eine deutlich dichtere Beprobung angestrebt
numerischen Alter auf die jüngeren Schichten,
werden. Für das Horizontalprofil bei Siglisdorf feh-
die mit den Methoden der Radiokohlenstoff-Da-
len gegenwärtig noch die 26Al-Werte, um aus den
tierung (14C) und der optisch stimulierten Lumi-
Proben Alterswerte bestimmen zu können.
10
Be-Bestimmungen
neszenz (OSL) bestimmt werden können. Diese
50 000 ( C) bzw. 200 000 Jahre (OSL). Ein lau-
fendes, von Nagra und Schweizerischem National-
Die von der Nagra vorgeschlagenen Standort-
fonds unterstütztes Projekt führt OSL-Datierungen
gebiete liegen mit einer Ausnahme in der Nord-
an den Hoch- und Niederterrassenschottern der
schweiz, in der Geodäsie-Messungen auf aktuelle
Nordschweiz und eine methodische Ausweitung
Hebungsraten im Bereich von 0.0 bis 0.2 mm pro
der OSL-Datierung durch. Um die deutlich älteren
Jahr hinweisen. Für die Beurteilung der Langzeit-
Deckenschotter zu datieren, wird seitens ENSI und
sicherheit geologischer Tiefenlager müssen Prog
der Universität Bern die Datierung mittels kosmo-
nosen für die Hebung (und gleichzeitige Erosi-
gener Nuklide ( Be und Al) angestrebt.
on) erstellt werden. Diese Prognosen orientieren
Alter erreichen methodenbedingt maximal circa
14
10
26
79
Abbildung 21:
Gemessene 10Be-Kon
zentrationen entlang
der obersten 4 Meter
eines Vertikalprofils
in den Tieferen Dec
kenschottern (TDS) bei
Mandach. An die Kon
zentrationswerte wurde
mathematisch eine
Kurve angepasst. Das
daraus abgeleitete Mi
nimalalter von 800 000
Jahren stellt die erste
numerische Altersda
tierung der Tieferen
Deckenschotter in der
Nordschweiz dar
(Akçar et al., in review).
sich insbesondere an den langfristigen Erosions-
Phasen entsprechen. Mit Hilfe der Resultate sollen
und Hebungsraten. Beim Lager für schwach- und
anschliessend Erosionsraten bestimmt und diese
mittelaktive Abfälle (SMA) sind dabei die letzten
(unter Annahme einer erosiven Kompensation der
100 000 Jahre von Relevanz, beim Lager für hoch-
Hebung) mit den geodätisch bestimmten aktuellen
aktive Abfälle (HAA) die letzten 1 000 000 Jahre.
Hebungsraten verglichen werden. Das Datierungs-
Für die Bestimmung von Hebungsraten sind die
projekt wird in der ersten Hälfte 2012 gestartet
Deckenschotter als älteste, heute am höchsten ge-
und im Rahmen einer Doktorarbeit an der Univer-
legene quartäre Ablagerungen des Alpenvorlandes
sität Bern (mit gemeinsamer Betreuung durch die
gut geeignet. Sie sollen aufzeigen, ob die heute
Universität und das ENSI) umgesetzt.
gemessenen Hebungsraten einer nur kurzfristig
Das ENSI plant ausserdem eine Mitarbeit in einem
gültigen Rate oder einem mit langfristigen Raten
internationalen Bohrprojekt (ICDP) mit dem Titel
vergleichbaren Wert entsprechen. Aufgrund dieser
«Drilling Overdeepened Alpine Valleys». Unter der
Ergebnisse können gewisse Standortgebiete ab-
Leitung eines internationalen Konsortiums soll da-
hängig von der Tiefe der Wirtgesteine sicherheits-
rin im Alpenraum und in dessen Vorland ein aus-
technisch bessere oder schlechtere Bewertungen
gedehntes Bohr-, Charakterisierungs- und Datie-
erhalten.
rungsprogramm von quartären (und tertiären) Sedimenten in den von Gletschern periodisch aus-
Ausblick
geräumten Rinnen durchgeführt werden. Der ge-
Das Vorprojekt hat gezeigt, dass die Methodik
plante Start der Arbeiten ist 2014.
bei den dabei verwendeten Proben funktioniert,
so dass Minimalalter hergeleitet werden können.
Zitierte Literatur
Das eigentliche Datierungsprojekt soll anhand von
Akçar N., Ivy-Ochs S., Alfimov V., Graf H.R., Kubik
mehreren Schlüssellokalitäten die Alter für die ver-
P., Meinert R., Kuhlemann J., Schlüchter C., in re-
schiedenen Deckenschottersedimente bestimmen
view. The challenge of dating Swiss Deckenschot-
und die Frage beantworten, ob die vorhandenen
ter with cosmogenic
Schotter tatsächlich einer Sedimentationsphase
Geochronology.
10
Be and
26
Al. Quaternary
oder mehreren zeitlich voneinander getrennten
80
2. Lehrreiche Vorkommnisse in
ausländischen Anlagen
Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur Erfassung und Verbreitung von Betriebserfahrung
eingebunden. Über diesen Verbund erhält das ENSI
Information aus Kernanlagen rund um den Globus und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung aus
Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vorkommnisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser Betriebserfahrung. Zwei wesentliche Knotenpunkte
dieses Netzwerks sind Dienste der Internationalen
Atomenergieorganisation IAEA mit Sitz in Wien in
Zusammenarbeit mit der Nuclear Energy Agency
NEA der OECD mit Sitz in Paris (Abbildung 1):
❚ Das Incident Reporting System IRS sammelt Be-
richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf
und stellt sie in einer Datenbank den Mitgliedsländern zur Verfügung.
❚ Die internationale Ereignisskala INES wurde zur
Einstufung von nuklearen und radiologischen Er-
Ereignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben
eignissen erstellt und dient als Kommunikations-
sich verpflichtet, Vorkommnisse von globalem In-
mittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die Berichte
teresse oder ab der INES-Stufe 2 zeitnah an die
über Vorkommnisse werden in einer Datenbank
IAEA zu melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet ak-
gesammelt, welche den Mitgliedsländern zur Ver-
tuelle Meldungen öffentlich über ihre News-Web-
fügung steht.
site (http://www-news.iaea.org/).
Das Netzwerk der nationalen IRS-Koordinatoren
Im Kalenderjahr 2011 wurden der IAEA 23 Vor-
und INES-Beauftragten ermöglicht einen raschen
kommnisse der INES-Stufen 2 oder höher gemel-
Informationsaustausch nach dem Auftreten von
det:
INESStufe
Bezeichnung
Kurzbeschreibung
2
Zwischenfall
Die meisten Vorkommnisse waren auf Bestrahlung von Personen mit resultierenden Strahlendosen oberhalb der zulässigen nationalen Grenzwerte in
Industrie, Medizin und einem Kernkraftwerk zurückzuführen. Zudem wurden der Diebstahl einer Strahlenquelle und die Kontamination von Personal
gemeldet. Das Kernkraftwerk Onagawa-2 in Japan wurde vom Erdbeben am
11. März 2011 mit nachfolgendem Tsunami betroffen. Es erfolgte eine automatische Reaktorabschaltung. Trotz des Ausfalls von zwei Notstrom-Dieselgeneratoren und eines Nachwärme-Abfuhrsystems konnte die Kühlung des
Reaktors gewährleistet werden. Weitere Vorkommnisse sind in den Berichtsabschnitten 2.2 bis 2.5 näher beschrieben.
3
Ernsthafter Zwischenfall
Die Vorkommnisse im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ni wurden durch das
Erdbeben und den Tsunami am 11. März 2011 hervorgerufen. Eine ausführlichere Darlegung dieser Vorkommnisse erfolgt im Berichtsabschnitt 2.1.
4
Unfall ohne signifikante
Gefährdung der Umgebung
Die Bestrahlung mehrerer Arbeiter in Bulgarien war die Folge der unsachgemässen Handhabung einer Strahlenquelle.
7
Schwerwiegender Unfall
Für die Auswirkungen des starken Erdbebens und des Tsunamis am 11. März
2011 auf das Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi nahe der Ostküste von Japan erfolgte nach zunächst tieferer Klassierung gesamthaft eine Höherstufung auf INES 7. Eine ausführliche Darlegung dieser Vorkommnisse erfolgt
im Berichtsabschnitt 2.1.
81
Abbildung 1:
Sitz der OECD/NEA in
Paris. Das Treffen der
IRS-Koordinatoren zum
Erfahrungsaustausch
über Vorkommnisse im
September 2011 fand
an diesem Ort statt
(Foto: ENSI).
Abbildung 2:
Treffen der EU-
Clearinghouse-Mit
glieder zum Erfah
rungsaustausch über
Vorkommnisse in 2011
(Januar 2012 Petten,
Niederlande) (Foto:
ENSI).
Alle Einstufungen der Vorkommnisse in Japan
Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber
sind vorläufig, da eine abschliessende Bewertung
weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum
durch Japan zurzeit nicht vorliegt.
Beispiel der Vereinigung der Grosskraftwerks-Be-
Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen wei-
treiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines
teren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das
breit angelegten Erfahrungsaustausches.
European Clearinghouse on Operational Expe-
Die nachfolgenden Abschnitte beschreiben aus-
rience Feedback mit Sitz im niederländischen Pet-
gewählte wichtige Vorkommnisse aus dem Jahr
ten, an dem auch die Schweiz beteiligt ist. Diese
2011 und wie das ENSI ihre Relevanz für die
Institution unterstützt ihre Mitglieder bei der Be-
Schweiz bewertet. Den Anfang machen die Vor-
reitstellung und Umsetzung von Betriebserfah-
kommnisse in den Kernkraftwerken an den Stand-
rung auf nationaler Ebene und führt Analysen zu
orten von Fukushima. Von Interesse waren zudem
Schwerpunktthemen durch (Abbildung 2).
die Vorkommnisse in Frankreich mit Problemen
Als weitere Informationsquellen dienen perio-
bei Notstrom-Dieselgeneratoren, der Ersatz einer
dische Berichte oder Mitteilungsorgane auslän-
Pumpe im Kernkraftwerk Doel 4 in Belgien ohne
discher Anlagen und Behörden sowie die Teilnah-
vollständige Prüfung der erforderlichen Funktions-
me an internationalen Arbeitsgruppen, wie bei-
tauglichkeit und die nach einem Test nicht wieder
spielsweise die Working Group on Operational Ex-
funktionsfähig geschalteten Reaktorschutzsignale
perience WGOE der NEA. Auch Pressemeldungen
im Kernkraftwerk Laguna Verde 2 in Mexiko.
werden systematisch nach Vorkommnissen durchsucht. Liegen solche vor, wird versucht, über das
fachliche Netzwerk nähere Informationen über
den Vorfall einzuholen.
2.1 L'accident nucléaire de
Fukushima1
Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende Meldungen über Vorkommnisse in ausländischen An-
Le 11 mars 2011 à 14 h 46 heure locale, le Japon a
lagen und wertet diese durch Fachgruppen und
été frappé pendant 90 secondes par le plus impor-
-spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis
tant tremblement de terre jamais enregistré dans
Auswirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für
ce pays. L’épicentre du séisme Tohoku-Chihou-Tai-
Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass-
heyo-Oki se situait à 150 km à l’Est de la ville de
nahmen eingeleitet werden müssen.
Sendaï. Ce tremblement de terre de magnitude 9
Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer-
a généré un tsunami (de plusieurs vagues) pou-
seits zum Verband der «World Association of Nuclear Operators» (WANO) zusammengeschlossen,
der über ein eigenes Informationsnetzwerk über
82
1
Le présent chapitre se base sur des informations valables à
la fin février 2012.
vant atteindre 38 mètres dans certaines régions de
de télécommunications ont également été gran-
la côte Est de l’île principale du Japon, Honshu, qui
dement affectés.
a touché une zone de près de 561 km , causant la
La centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi qui a
mort de plus de 15 000 personnes. A l’heure ac-
subi de multiples défaillances de ses systèmes, in-
tuelle, plus de 3 000 personnes sont toujours por-
cluant ici l’alimentation électrique, a relâché une
tées disparues. Ces chiffres ne tiennent pas comp-
quantité massive de radioactivité, mettant en dan-
te des nombreuses personnes blessées, évacuées
ger l’être humain ainsi que l’environnement. Cet
ou dont le village a purement et simplement été
événements a ainsi été classé en accident nucléaire
balayé par les flots.
majeur de niveau 7 sur l’échelle internationale de
A côté de ce désastre humain, ces catastrophes
classement des événements nucléaires (INES). Les
naturelles conjointes ont affecté de multiples in-
efforts mis en œuvre pour gérer la situation ont
stallations, y compris des centrales nucléaires. Au
été retardés par les dommages collatéraux causés
moment du tremblement de terre, trente-cinq
dans les environs par ces catastrophes naturelles.
2
tranches nucléaires étaient en exploitation et couplées au réseau dans le pays. Cinq centrales situées sur la côte Est ont été touchées par le séisme
2.1.1Le Japon
et son tsunami: Higashi Dori, Onagawa, Fukushima Dai-ichi, Fukushima Daini et Tokai Daini. Toutes
Le Japon est constitué de plusieurs îles dans l’Asie
ont subi des dommages, mais les deux sites de Fu-
Orientale, à l’Est de la Corée et de la Russie, dans
kushima ont été les plus touchés. Ces événements
l’océan Pacifique. Ce sont près de 127 millions
n’ont pas seulement touché des installations nu-
d’habitants qui vivent sur 377 835 km2, dont 35
cléaires mais aussi d’autres industries comme des
millions dans l’aire urbaine de Tokyo, la capitale.
usines pétrochimiques ainsi que les infrastructures
Le Japon est une zone de subduction de trois pla-
de transports et le réseau électrique. Les moyens
ques tectoniques, engendrant annuellement des
Figure 1:
Carte du Japon
(source: Forum
nucléaire Suisse).
83
internationales comme l’Agence Internationa-
Figure 2:
Prise de vue aérienne
de la centrale nucléaire
de Fukushima Dai-ichi
(source: TEPCO).
le pour l’Energie Atomique (AIEA) et l’Agence de
6
5
4
3
2
1
l’Energie Nucléaire de l’Organisation de Coopération et de Développement Economique (OCDEAEN). L’autorité de surveillance des installations
nucléaires japonaises était au moment des faits
l’Agence de sûreté industrielle et nucléaire (Nuclear and Industrial Safety Agency – NISA). Un deuxième avis pouvait être émis sur son travail par la
commission de sécurité nucléaire (Nuclear Safety
Commission – NSC) qui était aussi en charge de la
définition de la philosophie nationale en matière
milliers de séismes de magnitude pouvant att-
de sécurité nucléaire et de l’élaboration de certains
eindre les niveaux 4 à 9 sur l’échelle de Richter. Un
textes règlementaires.
cinquième de tous les séismes supérieurs à 6 enregistrés dans le monde se situe au (ou aux alentours
du) Japon. Un séisme se produisant en mer peut
générer un tsunami, qui est d’ailleurs un mot japo-
2.1.2L’événement de Fukushima
Dai-ichi
nais (tsu signifiant port et nami signifiant vague).
Les typhons et tempêtes tropicales sont fréquents
2.1.2.1 Le site de Fukushima Dai-ichi
entre juin et octobre.
Le site de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-
Le mix énergétique japonais est constitué à hau-
ichi se situe à 60 km de Sendai, le long de la côte
teur de 30% de nucléaire, avec une politique (au
Pacifique du Japon, dans la préfecture de Miya-
moment des faits) d’augmentation de cette part
gi, à 240 km au Nord de Tokyo. Tokyo Electric Po-
à 50%. Ses 48 000 MWel produits annuellement
wer Company (TEPCO) y exploite six tranches. Les
par ses centrales le classent 3ème plus grand pro-
réacteurs à eau bouillante (REB, BWR en anglais)
ducteur d’énergie d’origine nucléaire après les
de types et de puissances variés ont été construits
Etats-Unis d’Amérique (USA) et la France. A la fin
dans les années 1970 sur un modèle de concepti-
2010, dix entreprises de production d’électricité se
on de General Electric (GE). L’énergie totale pro-
partageaient l’exploitation des cinquante-quatre
duite sur le site était de 4 696 MWel.
tranches alors en opération dans le pays: trente
Lorsque le tremblement de terre a eu lieu, seules
réacteurs à eau bouillante (REB) et vingt-quatre
les tranches 1 à 3 étaient en exploitation. Les tran-
réacteurs à eau sous pression (REP).
ches 4, 5 et 6 subissaient une inspection pério-
La Japon est membre de plusieurs organisations
dique. Les tranches 1 à 4 ont été les plus touchées.
Figure 3:
Schéma de l’alimen
tation électrique des
tranches 1 à 4 de la
centrale nucléaire de
Fukushima Dai-ichi
avant le séisme
(source: ENSREG).
84
Tranches de Fukushima Dai-ichi
Type
Année
MWel
Concepteur
Tranche 1
BWR-3
1971
460
General Electric
Tranche 2
BWR-4
1974
784
GE/Toshiba
Tranche 3
BWR-4
1976
784
Toshiba
Tranche 4
BWR-4
1978
784
Hitachi
Tranche 5
BWR-4
1978
784
Toshiba
Tranche 6
BWR-5
1979
1 100
GE/Toshiba
2.1.2.2 Le tremblement de terre
2.1.2.3 Le tsunami
La succession de séismes affectant le site de la
Quarante-huit minutes après la secousse, le site
centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi, a débu-
a été touché par une vague d’environ 14 mètres
té avec un tremblement de terre de magnitude 7,3
de hauteur. La conception contre les tsunamis de
le 9 mars 2011 et a été suivi par une série de plus
la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi ne
«faibles» répliques (de magnitude comprise entre
prenait en considération qu’une vague de 5,7
7,0 et 7,7 jusqu’au 11 avril 2011). Le choc princi-
mètres de haut. Le site a donc été submergé.
pal, de magnitude 9,0 (aussi connu sous le nom de
L’eau s’est répandue sur l’installation, a entou-
Tohoku-Chihou-Taiheiyo-Oki) a eu lieu le 11 mars
ré les bâtiments qu’elle a inondés par les portes
2011 à 14 heures 46 heure locale et a duré 90 se-
d’accès situées au rez-de-chaussée, les chemins
condes.
de câbles ou encore les traversées (de murs). Les
Lors de la survenue du tremblement de terre, les
groupes électrogènes de secours à moteur Die-
réacteurs se sont arrêtés automatiquement et leur
sel situés 5 à 6 mètres au-dessus du niveau de la
refroidissement a débuté. Le réseau électrique de
mer ont été noyés (exception faite de l’un des
la région a cependant été détruit, entraînant une
Diesel de la tranche 6). Les stations de pompa-
perte totale d’alimentation électrique sur le site
ge d’eau de mer ont été détruites pour toutes
(Loss Of Off-site Power – LOOP). Les groupes élec-
les tranches.
trogènes de secours à moteur Diesel (deux pour
Le 11 mars 2011, à 15 h 36, toutes les sources
chaque tranche et trois pour la sixième), consti-
d’alimentation en courant alternatif triphasé étai-
tuant le mode d’alimentation électrique de se-
ent perdues pour les tranches de 1 à 4, le Station
cours, ont alors démarré, exception faite de l’un
Blackout (SBO) a eu lieu. Pourtant, l’évacuation de
de ceux de la tranche quatre qui était en révision
la puissance résiduelle nécessitait de l’électricité,
(cf figure 3)
l’énergie étant nécessaire au fonctionnement des
Tableau 1:
Description des
tranches de la centrale
nucléaire de
Fukushima Dai-ichi.
Figure 4:
tation électrique des
tranches 1 à 4 de la
centrale nucléaire de
Fukushima Dai-ichi
après le tsunami (sour
ce: ENSREG).
85
2.1.2.4 Déroulement de l’événement
Principaux événements sur la tranche 1
Après le séisme
Le 11 mars 2011, après l’arrêt automatique
du réacteur (SCRAM) et le déclenchement de
l’alimentation électrique de secours à 14 h 47, en
conséquence du LOOP, l’évacuation de la chaleur
résiduelle a d’abord été assurée comme prévu par
le condenseur d’isolement (Isolation Condenser
IC). Compte tenu de la forte variation de température accompagnée d’une chute de pression, l’IC a
été arrêté manuellement environ 10 minutes après
le début des événements. Le circuit A de l’IC a par
la suite été utilisé pour réguler la pression dans la
cuve du réacteur.
La mise hors fonction de l’IC a entraîné une
Figure 5:
Schéma d’un réacteur
à eau bouillante du
même type que les
tranches 1 à 4 de
Fukushima Dai-ichi.
montée en pression dans la cuve et le déclen-
Figure 6:
Schéma de la structure
condenseur d’isolement
(IC) de la tranche 1
(source: NISA).
systèmes de sécurité chargés du refroidissement
chement du dispositif de décompression, tan-
des cœurs.
dis que la cuve du réacteur était maintenue
Le tsunami a également entraîné une perte de
en arrêt à chaud. Cet état ne permettait pas
l’instrumentation et des systèmes de contrôle. Les
d’atteindre le critère de déclenchement automa-
opérateurs sont donc demeurés dans le noir, avec
tique (niveau de remplissage du réacteur) de la
peu de moyens de communication ni aucune in-
pompe d’alimentation pour injection de calopor-
formation; et ce, pour ramener l’ensemble des in-
teur sous haute pression (High Pressure Coolant
stallations en état sûr.
Injection HPCI) qui aurait assuré l’injection de
caloporteur.
Après le tsunami
Le 11 mars 2011 à 15 h 35, se sont produits le SBO
et la perte de source froide d’ultime secours (Ultimate Heat Sink UHS – ici refroidissement par de
l’eau de mer). Il ne restait donc plus que le torus
pour absorber la chaleur résiduelle.
La tranche 2, rencontrant les mêmes difficultés
que la tranche 1, n’a pas pu venir en aide à cette dernière. En raison de l’indisponibilité des affichages (en salle des commandes) notamment de
l’HPCI et des valves de l’IC, TEPCO a considéré que
le HPCI n’était plus en mesure d’assurer ses fonctions.
L’émission d’énergie résiduelle, couplée à la défaillance de la réalimentation en caloporteur de l’IC
n’a eu de cesse de faire baisser le niveau d’eau
dans la cuve du réacteur, entraînant le dénoyage
des assemblages combustibles. La limitation de la
pression s’est vraisemblablement effectuée par
l’ouverture de valves dans le torus. Ces trois faits
ont entraîné une augmentation de la température
dans le torus et donc de la pression y régnant, et
dans le drywell une fois la température d’ébullition
atteinte dans le torus.
La présence de décombres/débris sur le site a retardé l’arrivée et le branchement des groupes
86
électrogènes mobiles. L’alimentation électrique
ode importante jusqu’à la réalisation de l’éventage
de l’instrumentation et la surveillance du niveau
tenait de raisons techniques (préparation, appro-
de remplissage de la cuve ont été perdues dans
visionnement du matériel ou entraînement) et de
les heures qui ont suivi. Une injection alternative
raisons administratives (évacuation, communica-
d’eau était possible mais requérait des interven-
tion et autorisation). Cet après-midi-là, les événe-
tions humaines.
ments suivants se sont produits:
Le circuit A de l’IC a été ouvert brièvement à deux
❚ 15 h 36, endommagement de la structure du bâ-
reprises dans la soirée (il aurait été fermé manu-
timent réacteur par une explosion d’hydrogène
ellement 5 h après le début des événements sans
que le chef de quart en soit informé).
dans sa partie supérieure.
❚ 18 h 25, évacuations obligatoire de la population
Le retour temporaire de l’éclairage et de
dans une zone de 20 km autour de la centrale et
l’alimentation en salle de commande permettaient
volontaire dans un rayon de 30 km.
de constater que le niveau d’eau dans la cuve était
❚ 19 h 04, début de l’injection d’eau de mer.
de + 200 mm au-dessus du haut de la hauteur ac-
❚ 19 h 55 et 20 h 05 autorisation du gouverne-
tive (top of active fuel).
ment et de la NISA pour injecter de l’eau borée.
Le 11 mars à 20 h 50, le gouvernement a décidé
Cette action a débuté à 20 h 45. Elle a été re-
d’évacuer la zone de 2 km de rayon autour de la
tardée en raison de sujétions d’ordre administra-
centrale, en raison de la suspicion de dommages
tif ou des déficits dans la communication. Cette
au cœur vers 22 h 20 (qui a en fait été entièrement
injection pourrait cependant avoir débuté avant
dénoyé environ 4,5 h après le SCRAM). A 21 h 20,
même l’aval des autorités.
l’évacuation a été étendue à la zone des 3 km, le
L’alimentation électrique externe a pu temporaire-
confinement dans les habitations dans un rayon de
ment être rétablie le 20 mars, l’éclairage dans la
10 km. L’accès au bâtiment réacteur a été condam-
salle de commande le 24 mars.
né en raison d’un débit de dose trop élevé.
Vers minuit, la pression élevée imposait de recourir à un éventage de l’enceinte de confinement. La
demande a été effectuée auprès des autorités à
01 h 30. Leur aval n’a été reçu qu’à 03 h 00, sous réserve d’achèvement de l’évacuation de la population.
Le 12 mars au matin, le personnel de la salle de commande a eu pour ordre de porter des masques de
protection individuels en raison de l’augmentation
permanente de la dose locale avant d’être évacué
vers la tranche 2. A ce moment, le gouvernement
ordonnait l’évacuation d’une zone d’un rayon de
10 km autour de la centrale.
Le 12 mars à 09 h 04 ont débuté les opérations
d’éventage qui ne pouvaient être achevées manuellement en raison de débits de dose trop importants. Le déclanchement manuel a été remplacé
par des alternatives mécaniques.
Le 12 mars à 14 h 30 la pression du drywell diminue, soulignant le succès de l’éventage. Cette péri-
Figure 7:
Dommages sur site à
Fukushima Dai-ichi
(source: TEPCO).
87
Figure 8:
Schéma des doses
mesurées sur les
doubles portes du
bâtiment réacteur de la
tranche 1 les 11
et 12 mars 2011
(source: TEPCO).
Figure 9 & figure 10:
Vues de la tranche 1
après l’explosion
hydrogène
(source: TEPCO).
Piscine de stockage des assemblages
combustibles usés
Aprèsle séisme
Le SBO de la tranche 1 a entraîné la perte de la
Le 11 mars 2011, après le SCRAM et le déclen-
fonction de refroidissement de la piscine.
chement de l’alimentation électrique de secours à
Le 12 mars 2011 à 15 h 36, moment de l’explosion
14 h 47, en conséquence du LOOP, l’évacuation
de la poche d’hydrogène ayant affecté la structure
de la chaleur résiduelle a été assurée comme pré-
du bâtiment réacteur, la piscine s’est retrouvée à
vu par le Reactor Core Isolation Cooling System
ciel ouvert. Le manque de refroidissement a ent-
(RCIC) mis en fonction manuellement; ce système
raîné un abaissement du niveau d’eau dans la pis-
ne nécessitait pas d’alimentation par le réseau
cine dans laquelle l’injection du caloporteur n’a pu
électrique. Mais en raison de la réception du si-
reprendre que le 31 mars 2011 par intermittence.
gnal «niveau de remplissage haut», le Système
Cette piscine contenait depuis le 27 septembre
RCIC s’est arrêté automatiquement à plusieurs
2010 392 assemblages combustibles dont 100
reprises. Jusqu’au 14 mars 2011 aux environs de
neufs. Leur état actuel n’est pas évaluable.
midi, l’injection d’eau à partir du torus et du réservoir des condensats froids a permis de maintenir ce
mode de refroidissement.
Figure 11:
Diagramme des
paramètres initiaux
de la tranche 1 au
moment des faits.
(source: TEPCO).
88
Après le tsunami
Le 11 mars 2011 à 15 h3 8, se sont produits le
SBO et la perte de l’UHS. Le retour temporaire de
l’éclairage et de l’alimentation en salle de commande ont permis de constater que le niveau
d’eau était mesuré à + 3400 mm au-dessus du
haut de la hauteur active. La pression dans le drywell augmentait.
Le 12 mars 2011 à 02 h 55, le RCIC fonctionnant, la priorité a été accordée à la décompression de la tranche 1. Dans l’après-midi, le directeur
de la centrale annonçait le début des préparatifs
de l’éventage dont les procédures ont débuté le
matin du 13 mars 2011.
Les fonctions techniques de contrôle-commande
et de mesure ont pu connaître des défaillances en
raison de l’alimentation électrique ou de l’état du
caloporteur.
Le 14 mars à 11 h 01, l’explosion sur la tranche 3
a entraîné la perte de la fonction d’éventage ainsi que celle d’une partie des préparatifs effectués
pour l’injection d’eau pourtant nécessaire en rai-
De 19 h 20 à 19 h 54, en raison d’une panne
son de l’augmentation de la pression et de la tem-
de carburant des groupes électrogènes mobiles,
pérature dans le torus.
l’injection d’eau de mer a été stoppée. Le point
Ce même jour, des brèches ont été effectuées
bas du cœur aurait été atteint d’après les estima-
dans la toiture afin d’éviter de nouvelles explosi-
tions, environ 76 h après l’arrivée du tsunami.
ons d’hydrogène. Dans l’après-midi, la perte tota-
Des mesures de réduction de pression ont été me-
le d’injection en eau et donc de refroidissement a
nées dans la nuit. Cependant, le 15 mars 2011
eu lieu. En conséquence, le niveau d’eau a atteint
vers 03 h 00, une nouvelle tentative s’est soldée
le haut de la hauteur active.
par un échec.
A 16 h 34 ont commencé les préparatifs pour
Le 15 mars 2011 à 06 h 14, une explosion hydro-
l’injection d’eau de mer après décompression de
gène a ébranlé la structure du bâtiment réacteur.
la cuve qui a eu lieu de 18 h 03 à 19 h 03 et a été
Elle se serait vraisemblablement produite dans la
suivie d’une augmentation de pression.
région du torus.
Figure 12:
Schéma de la structure
du système RCIC des
tranches 2 et 3
(source: NISA).
Figure 13:
Diagramme des para
mètres initiaux de la
tranche 2 au moment
des faits
(source: TEPCO).
89
Le 20 mars 2011 à 15 h 46 l’alimentation élec-
ment été rétabli dans la salle de commande princi-
trique externe était rétablie temporairement.
pale dans la soirée.
Le 12 mars 2011, à 11 h 36, le RCIC s’est mis hors
Piscine de stockage des assemblages combustibles
fonction automatiquement tandis que le HPCI
usés
s’est lancé à 12 h 35 en raison d’un niveau d’eau
Le SBO de la tranche 2 a causé la perte de la fon-
insuffisant dans la cuve. Une chute de pression
ction de refroidissement de la piscine. Le man-
importante au niveau du réacteur a eu lieu dans
que de refroidissement a entraîné un abaisse-
l’après-midi laissant supposer une fuite vapeur au
ment du niveau d’eau dans la piscine dans laquelle
niveau du système HPCI. La pression du torus ne
l’injection du caloporteur n’a pu reprendre que le
cessant d’augmenter, TEPCO a annoncé le début
20 mars 2011 à 15 h 05.
des préparatifs pour l’éventage à 17 h 30.
Le dernier ajout d’assemblages combustibles dans
Le 13 mars 2011, à 02 h 42, l’HPCI a cessé de fon-
la piscine a eu lieu le 18 novembre 2010, portant le
ctionner. Plus aucune injection d’eau n’était dispo-
total des assemblages à 615 dont 28 neufs.
nible. La pression dans la cuve augmentant avec
l’arrêt de l’HPCI confirmait les soupçons de fuite.
Le cœur s’est retrouvé dénoyé dans la fin de nuit.
Après le séisme
Le matin débutait l’arrosage via l’eau diffusée
Le 11 mars 2011, après le SCRAM et le déclen-
de l’enceinte. L’injection d’eau a pu commencer
chement de l’alimentation électrique de secours à
après la décompression de la cuve à 09 h 08 (dont
14 h 47, en conséquence du LOOP, l’évacuation
les préparatifs ont été annoncés à 05 h 15). En mi-
de la chaleur résiduelle a été assurée comme pré-
lieu de matinée, la pression baissait. En raison de
vu par le Reactor Core Isolation Cooling System
débits de dose trop élevés dans la salle de com-
(RCIC) mis en fonction manuellement, relayé plus
mande, les opérateurs ont été évacués vers la tran-
tard par la pompe d’alimentation pour injection
che 4.
de caloporteur sous haute pression (High Pressure
Le 14 mars, suite à une courte interruption de
Coolant Injection HPCI). Tout comme pour la tran-
l’injection d’eau, le niveau de remplissage de la
che 2, le RCIC s’est arrêté plusieurs fois.
cuve a diminué.
La pression a augmenté. Les
préparatifs pour une nouvelle décompression
Après le tsunami
ont commencé à 05 h 20. A 11 h 01 une explo-
Le 11 mars 2011 à 15 h 38, se sont produits le SBO
sion d’hydrogène s’est produite dans le bâtiment
et la perte de l’UHS. Le RCIC a été mis en fonction
réacteur et a provoqué d’importants dégâts au
manuellement à 16 h 03. L’éclairage a temporaire-
bâtiment et aux équipements de la tranche ainsi
Figure 14:
Vue des tranches 3 &
4 après les explosions
hydrogène
(source: TEPCO).
90
Figure 15:
Diagramme des para
mètres initiaux de la
tranche 3 au moment
des faits
(source: TEPCO).
qu’au bardage du bâtiment de la tranche 4. Elle
Après le tsunami
a également interrompu les interventions sur la
Le 11 mars 2011 à 15 h 38, se sont produits le
tranche 2. Les décombres fortement irradiés ont
SBO et la perte de l’UHS, entraînant la perte de la
rendu les interventions encore plus difficiles.
fonction de refroidissement de la piscine et donc
un abaissement progressif du niveau d’eau. Le
Piscine de stockage des assemblages
14 mars 2011, la température atteignait 84 °C.
combustibles usés
Le 15 mars 2011, au matin, un débordement
Le SBO de la tranche 3 a causé la perte de la fon-
d’hydrogène de la tranche 3 par la cheminée com-
ction de refroidissement de la piscine qui a entraî-
mune a probablement engendré l’explosion dans
né un abaissement du niveau d’eau dans la piscine
le bâtiment réacteur. Cette dernière est survenue
dans laquelle l’injection du caloporteur n’a pu re-
au même moment que celle de la tranche 2 et a
prendre que le 16 mars 2011.
provoqué des dégâts à la structure du bâtiment.
Depuis le 23 septembre 2010, elle contenait 566
Le 21 mars 2011, de l’eau a pu être injectée pour
assemblages combustibles, dont 52 neufs.
la première fois dans le bassin et s’est poursuivie
Compte tenu des graves dommages subis par le
de façon à assurer le refroidissement et la compen-
bâtiment réacteur et des décombres qui se sont ef-
sation de l’évaporation.
fondrés dans le bassin de stockage, il convient de
D’après des analyses de nucléides effectuées dé-
considérer que les assemblages combustibles pré-
but mai 2011, les 1535 assemblages combustibles
sents ont subi des dommages mécaniques, argu-
(dont 204 neufs) n‘ont presque pas été endom-
ment étayé par l’augmentation de débit de dose
magés.
après des émissions de vapeur du bassin et la présence de césium dans les analyses
Figure 16:
Vue des débris dans la
piscine de stockage des
assemblages
combustibles usés
de la tranche 3
(source: TEPCO).
Principaux événements sur la tranche 4 –
piscine de stockage des assemblages
combustibles usés
Après le séisme
Les travaux de maintenance effectués sur la tranche 4 à l’arrêt ont entraîné l’indisponibilité d’un
diesel de secours. Son jumeau a cependant démarré automatiquement. Les travaux ont tous été suspendus.
91
Figure 17:
Vue de la piscine de
stockage des assem
blages combustibles
usés de la tranche 4
le 29 avril 2011
(source: TEPCO).
Piscine commune
La piscine commune comportait quant à elle
6 375 assemblages combustibles. Le refroidissement du bassin a également été perdu à la suite du SBO. En l’absence d’injection de caloporteur, la température de l’eau a oscillé entre 30 °C
et 60 °C. De l’eau a pu être injectée le 21 mars
2011 dans la journée et rétablie le 24 mars 2011
à 18 h 05,permettant la stabilisation de la température sous 30 °C.
Principaux événements sur les tranches 5 et 6
Après le tsunami
2.1.3L’événement de Fukushima
Dai-ni
Les réacteurs étaient tous deux en révision périodique et intégralement chargés (arrêt à froid pour
Le site de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-
le 6 et en test d’étanchéité pour le 5). De même
ni se situe à 12 km au Sud du site de Fukushima
que pour les autres, le 11 mars 2011 à 15 h 35, la
Dai-ichi. TEPCO y exploite 4 tranches. Les REB sont
deuxième vague du tsunami a entraîné la destruc-
de type BWR-5 et ont commencé leur production
tion de la station de pompage d’eau de mer, ent-
dans les années 1980. L’énergie totale produite sur
raînant ainsi la perte de l’UHS, la submersion de
le site était de 4 400 MWel. Au moment du trem-
tous les diesels de secours de la tranche 5 et donc
blement de terre, les quatre tranches étaient en
le SBO à 15 h 38. Un diesel de la tranche 6 n’a tou-
exploitation et couplées au réseau.
tefois pas cessé de fonctionner et a donc pu éviter
Tout comme à Fukushima Dai-ichi, le tremblement
à cette tranche d’être en SBO.
de terre a provoqué le SCRAM des réacteurs mais
Les piscines de stockage des assemblages combu-
n’a pas provoqué de perte de l’alimentation exter-
stibles des tranches 5 et 6 comportaient respec-
ne. Les groupes électrogènes de secours à moteur
tivement 994 et 940 assemblages.
Diesel ont cependant tout de même démarré.
Figure 18:
tation électrique de la
tranche 6 à la tranche 5
(source: TEPCO).
92
Le tsunami a entraîné la perte des stations de pom-
Tranches de Fukushima Dai-ni
Type
Année
MWel
Concepteur
de l’UHS. La tranche 3 a atteint l’état d’arrêt à fro-
Tranche 1
BWR-5
1982
1 100
Toshiba
id dès le 12 mars 2011 à midi. La hauteur d’eau
Tranche 2
BWR-5
1984
1 100
Hitachi
au niveau des bâtiments était de 2,50 mètres.
Tranche 3
BWR-5
1985
1 100
Toshiba
L’alimentation en caloporteur a rapidement été
Tranche 4
BWR-5
1987
1 100
Hitachi
page des tranches 1, 2 et 4, provoquant la perte
rétablie, permettant d’atteindre l’arrêt à froid des
autres tranches les 14 mars 2011 (tranches 1 et 2)
et 15 mars 2011 (tranche 4).
tégories: la conception, la gestion de situations
d’urgence, le retour d’expérience, la surveillance,
la radioprotection et la culture de sécurité. Ce re-
2.1.4Réactions de l’IFSN
Tableau 2:
Description des
tranches de la centrale
nucléaire de Fukushima
Dai-ni.
groupement entraîne des recouvrements car un
même sujet doit parfois être considéré à partir de
Au début, l’IFSN a mis en place son organisation
plusieurs points de vue thématiques. On note aus-
d’urgence. Après environ 12 jours, elle a créé un
si que la culture de sécurité est transverse à toutes
groupe de travail dédié à l’analyse de la situation
les autres catégories.
à Fukushima: l’équipe Japon. Grâce aux informa-
Les points de contrôle font l’objet d’un monito-
tions récoltées et au travail effectué, l’IFSN a rapi-
rage constant à l’aide de plans d’action annu-
dement pris des mesures pour les centrales suisses.
els. L’IFSN prévoit d’avoir analysé tous les points
Les détails concernant les actions déjà entreprises
de contrôle et d’avoir adopté toutes les mesures
par l’IFSN en 2011 peuvent être consultés dans le
nécessaires qui en découlent d’ici à 2015. Le plan
rapport de surveillance 2011 de l’IFSN.
d’action 2012 est également disponible sur le site
Les rapports concernant le déroulement de
internet de l’IFSN www.ifsn.ch.
l’événements, la part des facteurs humains et organisationnels, les enseignements et l’analyse ra-
2.1.4.2 Principaux enseignements
diologique ainsi que les décisions de l’IFSN con-
S’il est des enseignements à retenir de Fukushima,
cernant Fukushima et ses enseignements sont dis-
ils se situent au niveau de la conception basée sur
ponibles sur le site internet de l’IFSN www.ifsn.
la défense en profondeur, de la préparation hors
ch. Les principaux enseignements pouvant être
site aux situations d’urgence, d’une amélioration
tirés de l’événements sont résumés dans les para-
de la surveillance et de la coopération internatio-
graphes ci-dessous.
nales ainsi que de la culture de la sécurité de la part
de l’exploitant aussi bien que de l’autorité.
2.1.4.1Analyse de l’événement: Lessons
Learned et points de contrôle
Selon la philosophie de la défense en profondeur
Fin octobre 2011 a été publiée la troisième par-
ellement la mitigation des conséquences d’un
tie du rapport de l’IFSN, portant sur les enseigne-
accident; ainsi il est prioritaire de pouvoir gérer
ments tirés de l’accident de Fukushima, à savoir
l’accident avec les moyens dédiés au combat des
la prévention vient avant le contrôle et éventu-
les «Lessons Learned». Ce document regroupe
Tableau 3:
Présentation des
niveaux de défense en
profondeur pour des
réacteurs existants.
les 37 points de contrôle déterminés pour la SuNiveau de défense
en profondeur
Objectif du niveau
«Chronologie des événements à Fukushima Dai-
Niveau 1
ichi et Daini à la suite du séisme Tohoku Chihou
Prévention du fonctionnement anormal et des défaillances
Conception originelle de la
Niveau 2
centrale
isse à partir des 39 enseignements essentiels identifiés par l’équipe d’analyse à travers les rapports
Taiheiyou Oki du 11 mars 2011» et «Analyse approfondie de l’accident de Fukushima le 11 mars
2011 tenant particulièrement compte des facteurs
Niveau 3
Contrôle des accidents de
dimensionnement
Niveau 4
Contrôle des conditions dégradées à la
central, y compris prévention de la progression d’un accident et atténuation
des conséquences des accidents graves
organisationnels et humains». Les enseignements
de l’IFSN ont dans un premier temps été rassemblés sans prise en compte de leur pertinence ou
de leur applicabilité en Suisse. A partir de ces enseignements, l’équipe d’analyse de l’IFSN a élaboré, après évaluation des conditions analogues suisses, des points de contrôles regroupés en six ca-
Situations hors
dimensionnement
Contrôle du fonctionnement anormal
et détection des défaillances
Préparation aux
situations
Niveau 5
d’urgence
Atténuation des consequences
radiologiques des rejets importants de
matières radioactives.
93
accidents de dimensionnement (jusqu’au niveau
de sécurité 3) avant qu’il ne se développe en accident grave (niveau de sécurité 4 puis 5).
2.2 Der Zwischenfall im Block 2
des Kernkraftwerks Laguna
Verde
La gestion des accidents de dimensionnement doit
donc mettre l’accent sur le troisième niveau de sé-
Gemäss IAEA-Dokumenten wurde am 19. Janu-
curité; plus particulièrement, le dimensionnement
ar 2011 im Block 2 des mexikanischen Kernkraft-
doit être en adéquation avec les hypothèses de ris-
werks Laguna Verde bei einer Reaktorleistung von
que. Ces dernières doivent régulièrement être dé-
rund 43% ein Leittechniktest durchgeführt. Ge-
finies et réévaluées d’après l’état de la science et
genstand des Tests war das Signal zur Auslösung
de la technologie avec des calculs spécifiques pour
eines Lastabwurfs. Bei einem Lastabwurf wird das
chaque site. En effet, la définition de ces hypo-
Kraftwerk vom externen Stromnetz getrennt und
thèses est cruciale pour définir correctement les
die Leistung rasch so weit reduziert, dass nur noch
événements auxquels l’installation doit faire face.
die vom Kraftwerk für den Eigenbedarf benötigte
Une fois que le niveau de sécurité 3 est optimisé,
Leistung produziert wird. Während des Tests stieg
il s’agit de prendre des dispositions pour le niveau
die Drehzahl der Turbine an, worauf die Turbinen-
4 (accidents hors dimensionnement). Les installa-
regelventile schlossen, um die Turbinendrehzahl
tions et les procédures qui régissent leur utilisati-
zu regeln. Im weiteren Verlauf kam es durch ein
on doivent en toutes situations être disponibles et
Signal des Beschleunigungsbegrenzers zu einem
accessibles, y compris en cas de SBO prolongé, de
Turbinenschnellschluss. Entgegen der Auslegung
perte de source froide d’ultime secours ou des Die-
führte dieses Signal nicht zu einer Reaktorschnell
sels de secours. Des moyens d’intervention de se-
abschaltung. Hingegen löste das Signal «hoher
cours devront être prévus (ainsi que leur achemi-
Druck im Reaktordruckbehälter» eine Reaktor-
nement) pour le cas d’une destruction totale de
schnellabschaltung aus.
l’infrastructure externe en employant par exemple
Ursache dieses Anlageverhaltens war ein mensch-
des hélicoptères. De même, les problèmes pou-
licher Fehler nach einem vorangegangenen Test
vant être liés à la production d’hydrogène doivent
des Wasserabscheider-Zwischenüberhitzers. Wäh-
faire l’objet de mesures spécifiques.
rend des Tests war es erforderlich, das Turbinen-
En relation avec le niveau de sécurité 5, la gestion
schnellschluss-Signal zu deaktivieren. Nach Ab-
d’urgence hors-site doit également être préparée
schluss dieses Tests wurde es nicht wieder akti-
à affronter des conditions difficiles. Les mesures
viert. Deshalb stand das Reaktorschutzsignal infol-
d’évacuation et de protection de la population né-
ge Turbinenschnellschluss während rund 40 Minu-
cessitent des consignes claires.
ten nicht zur Verfügung.
Au-delà des facteurs typiquement associés à la con-
In der Schweiz ist ein derartiger Vorkommnisab-
ception, on remarque qu’il est nécessaire d’améliorer
lauf aus mehreren Gründen unwahrscheinlich.
la coopération et la surveillance au niveau internati-
Die vorhandenen Turbinenbypässe verfügen über
onal. Pour ce faire, il s’agit de mettre l’accent sur la
hohe Kapazitäten, so dass auch bei einem Turbi-
transparence sans laquelle les effets ne peuvent pas
nenschnellschluss keine Reaktorschnellabschal-
être ressentis. Différentes initiatives sont en marche
tung erforderlich ist. Daneben sorgt ein automa-
à ce sujet, voir le plan d’action de l’AIEA et les tests
tisches Einschiessen oder Einfallen ausgewählter
de résistance de l’Union Européenne.
Steuerstäbe für eine rasche Leistungsreduktion
Le dernier point qui mérite une réflexion approfon-
des Reaktors, bevor eine Anregung des Reaktor-
die relève de l’aspect culturel. Les cultures de sécu-
schutzsignals erforderlich wird. Zudem werden bei
rité et de surveillance sont au cœur de la sécurité
derartigen Funktionskontrollen standardmässig
nucléaire. Ces cultures se basent essentiellement
alle Änderungen einer unabhängigen Gegenkon-
sur la culture d’entreprise de l’exploitant, sur le rôle
trolle durch das Kraftwerkspersonal unterzogen.
ainsi que l’indépendance de l’autorité de sécurité,
Darüber hinaus inspiziert das ENSI derartige Tests
mais aussi des facteurs liés au contexte culturel du
der Anlage, welche durch den Betreiber durchge-
pays. Elles ne peuvent s’établir de manière posi-
führt werden. Das Beispiel verdeutlicht die Wich-
tive que par la favorisation d’une attitude de que-
tigkeit dieser Inspektionen.
stionnement de la part des différentes parties et ne
changent que par un processus d’intériorisation requérant parfois des temps importants.
94
2.3 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Doel im Block 4
kraftwerken Tricastin 3 und 4 alle Notstrom-Dieselgeneratoren mit diesen Lagerschalen ausgestattet. Die ASN bewertete deshalb den Sachverhalt in
Der Block 4 des Kernkraftwerks Doel verfügt
diesen beiden Anlagen als schwerwiegender und
für den Ausfall des Hauptspeisewassersystems,
ordnete ihn der INES-Stufe 2 zu. Bei den anderen
welches im Normalfall die Bespeisung der Dampf-
betroffenen Kernkraftwerken (Blayais, Bugey, Chi-
erzeuger gewährleistet, über weitere Systeme, um
non, Cruas, Dampierre, Gravelines und Saint-Lau-
die Dampferzeuger mit Kühlwasser zu versorgen.
rent) steht mindestens ein Notstrom-Dieselgenera-
Hierfür stehen das Hilfsspeisewassersystem und
tor zur Verfügung, welcher keine derartigen Lager-
das Notspeisewassersystem zur Verfügung. Ge-
schalentypen enthält. Für diese Standorte ordnete
mäss Dokumenten der IAEA und des European
die ASN den Befund der INES-Stufe 1 zu. Als So-
Clearinghouse on Operational Experience for NPP
fortmassnahme verlangte die ASN vom Betreiber
stellte der Betreiber am 18. März 2011 bei einem
EDF einen Vorgehensplan zur Bereinigung der er-
Test des Hilfsspeisewassersystems fest, dass eine
kannten Schwachstellen. EDF sieht den Ersatz der
der Pumpen für bestimmte Störfallverhältnisse ei-
Lagerschalen und neue Betriebsvorschriften bei
nen nicht ausreichenden Durchfluss aufweist, was
den betroffenen Notstrom-Dieselgeneratoren vor.
den Annahmen im Sicherheitsbericht widerspricht.
Für die Kernkraftwerke Beznau, Leibstadt und
Der Test war durch die Aufsichtsbehörde angeregt
Mühleberg ist keine Übertragbarkeit gegeben, da
worden, da diese Pumpe im Jahr 2009 als Ersatz
dort keine Dieselmotoren des betreffenden Her-
für eine ausser Betrieb genommene Pumpe ein-
stellers und entsprechende Lagerschalen in Ver-
gebaut wurde. Beim Betrieb der neuen Hilfsspei-
wendung sind. Im Kernkraftwerk Gösgen (KKG)
sewasserpumpe traten Vibrationsprobleme auf,
sind einige Dieselmotoren dieses Herstellers im
weshalb als Gegenmassnahme die Pumpensoll-
Einsatz. Pleuellagerschalen des fehlerhaften Typs
drehzahl reduziert wurde. Die Pumpe wurde da-
werden allerdings im KKG nicht verwendet. Die
nach auf die Betriebstauglichkeit getestet, aber die
vom KKG vorgenommene Auswertung werksin-
Durchfluss-Druck-Kennlinie wurde nicht verifiziert.
terner Vorkommnisse bei Notstrom-Dieselgene-
In den Kernkraftwerken der Schweiz wird nach In-
ratoren über den Zeitraum der letzten 10 Jahre
standhaltungseingriffen an sicherheitsrelevanten
zeigte keine Probleme mit Lagerschalen auf. Das
Pumpen ein Systemfunktionstest durchgeführt,
KKG weitete darüber hinaus präventiv die Motor-
um die geforderten Betriebsparameter zu kontrol-
ölanalysen der Notstrom-Dieselgeneratoren aus,
lieren. Das ENSI inspiziert gezielt derartige Funkti-
um eventuelle Schädigungen von Pleuellagerscha-
onstests im Anschluss an vorangegangene Anla-
len frühzeitig erkennen zu können. Der Hersteller
geänderungen und Arbeiten an Systemen.
leitete Motortests ein, um die aufgetretenen Schäden erklären zu können. Das KKG und das ENSI
2.4 Der Zwischenfall im
Kernkraftwerk Tricastin
Die französische Aufsichtsbehörde Autorité de
Sûreté Nucléaire (ASN) meldete am 16. Februar
verfolgen die Testergebnisse.
2.5 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Cattenom in den
Blöcken 2 und 3
2011 ein INES-2-Vorkommnis für das Kernkraftwerk Tricastin. Bei einem periodischen Test eines
Nach Angaben der ASN führte der Betreiber des
Notstrom-Dieselgenerators im Kernkraftwerk Bla-
Kernkraftwerks Cattenom (EDF) am 21. Dezem-
yais am 7. Februar 2011 hatte dieser versagt. Ge-
ber 2011 aufgrund der Lehren aus den Unfallab-
mäss den Ergebnissen einer ersten Untersuchung
läufen von Fukushima eine Inspektion in der Anla-
durch den Betreiber Électricité de France (EDF) und
ge durch. Dabei fand EDF heraus, dass in den Ein-
seinen Lieferanten ist das Versagen beim Test auf
speiseleitungen der Brennelementlagerbecken der
die vorzeitige Qualitätsverschlechterung der Pleuel
Blöcke 2 und 3 keine Öffnungen (Siphonbrecher)
lagerschalen des Dieselmotors zurückzuführen. In
vorhanden sind, um ein Ansaugen von Wasser zu
den französischen Kernkraftwerken sind mehre-
verhindern, wodurch es zu einer ungenügenden
re Notstrom-Dieselgeneratoren mit diesem Lager-
Wasserüberdeckung oder sogar Abdeckung der
schalentyp ausgestattet. Im Unterschied zu den
gelagerten Brennelemente kommen könnte. In
anderen betroffenen Anlagen sind in den Kern-
den beiden anderen Blöcken 1 und 4 sind diese
95
96
Öffnungen vorhanden. Nach der Meldung durch
klappen in den Tauchrohren vorhanden, und das
die EDF kontrollierte die ASN diesen Sachverhalt
Kernkraftwerk Leibstadt verfügt über Vakuum-
und forderte sofortige Gegenmassnahmen gegen
brecher im Brennelement-Beckenkühlsystem. Das
ein unfallbedingtes Entleeren des Brennelementla-
Kernkraftwerk Mühleberg hat geplant, in jeder
gerbeckens sowie die rasche Behebung des Man-
Leitung des Brennelementbeckens als diversitäre
gels. Am 3. Februar 2012 war der Mangel in bei-
Absicherung für den Fall eines Versagens der Rück-
den Blöcken behoben.
schlagklappe eine Anti-Siphon-Bohrung anzubrin-
Als Vorkehrungen gegen die ungewollte Entlee-
gen. Das Kernkraftwerk Leibstadt überprüft auf-
rung von Brennelementlagerbecken sind beispiels-
grund des Befunds in Cattenom regelmässig die
weise im Kernkraftwerk Mühleberg Rückschlag-
Vakuumbrecher.
3. Internationale Zusammenarbeit
Die internationale Behördenzusammenarbeit für
heitsregimes und wurde dabei von zahlreichen
die Sicherheit der Kernenergie dient in erster Linie
Staaten unterstützt: Einerseits soll die nukleare Si-
der Weiterentwicklung und Harmonisierung der
cherheit in allen Kernenergieländern periodisch
Sicherheitsvorgaben, um den Kernenergiestaaten
von internationalen Experten im Hinblick auf die
ein Instrumentarium für die Regulierung zur Verfü-
Erfüllung der Anforderungen der IAEA überprüft
gung zu stellen. Das Fundament für diese Sicher-
werden, andererseits sollen die Resultate dieser
heitsvorgaben bilden die internationalen Überein-
Überprüfungen auch öffentlich gemacht werden.
kommen Convention on Nuclear Safety, Conventi-
Die Forderungen fanden Eingang in einen Akti-
on on the Physical Protection of Nuclear Materials,
onsplan der IAEA, jedoch nur in Form von Mass-
Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Ma-
nahmen, die auf Freiwilligkeit beruhen. Zu diesen
nagement and on the Safety of Radioactive Waste
Massnahmen gehören Überprüfungen der staat-
Management, Convention on Early Notification of
lichen Aufsicht über die Kernenergie im Rahmen
a Nuclear Accident und Convention on Assistance
von Missionen des Integrated Regulatory Review
in the Case of a Nuclear Accident or Radiological
Service (IRRS) und Überprüfungen der betrieb-
Emergency. Die Grundsätze der Übereinkommen
lichen Sicherheit von Kernkraftwerken im Rah-
werden in den Safety Standards der Internationa-
men von Missionen des Operational Safety Review
len Atomenergieagentur IAEA weiter ausgeführt,
Teams (OSART) der IAEA.
auf die sich wiederum die Safety Reference Levels
Die internationale Zusammenarbeit ist ein Stütz-
der Western European Nuclear Regulators‘ Associ-
pfeiler der unabhängigen Aufsichtstätigkeit des
ation WENRA abstützen.
ENSI. Entsprechend wendet es für sein internatio-
Die Weiterentwicklung der Sicherheitsvorgaben
nales Engagement erhebliche Ressourcen auf. Bei
basiert auf zwei weiteren Zielen der internationa-
der IAEA und der NEA wirkt das ENSI in rund 50
len Zusammenarbeit, nämlich dem Austausch der
Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt man die
betrieblichen und regulatorischen Erfahrung sowie
internationalen Behördenorganisationen, die bila-
der Weiterentwicklung des Standes von Wissen-
teralen Kommissionen mit den Nachbarländern,
schaft und Technik. Für letzteres bedeutsam sind
die Mitgliedschaft in internationalen Fachverbän-
auch die in Kapitel 1 beschriebenen Forschungs-
den und die EU-Institutionen hinzu, in denen das
projekte der Kernenergieagentur NEA der OECD,
ENSI Beobachterstatus hat, resultieren über 70
die durch Fachbeiträge zahlreicher Forschungs-
Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI perma-
institutionen in den Mitgliedsstaaten unterstützt
nent Einsitz haben. Für mehrere dieser Gremien
werden. Ein Beispiel hierfür ist das Halden Reac-
organisiert das ENSI periodisch Veranstaltungen
tor Project, das von über 100 Institutionen in mitt-
in der Schweiz. Zum internationalen Engagement
lerweile 19 Staaten getragen wird (siehe Kapitel
hinzu kommen die Teilnahme von ENSI-Experten
1). Ein weiteres Beispiel ist die internationale Vor-
an internationalen Symposien sowie Besuche aus-
kommnisdatenbank IRS (siehe Kapitel 2), ein Ge-
ländischer Delegationen beim ENSI.
meinschaftsprojekt der IAEA und der NEA.
Die Zusammenarbeit mit internationalen Organi-
Im Berichtsjahr stand die internationale Zusam-
sationen stützt sich auf Art. 87 und Art. 104 des
menarbeit im Zeichen des nuklearen Unfalls in
Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale
den Blöcken 1 bis 4 des Kernkraftwerks Fukus-
als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind
hima-Daiichi, der sich infolge des Erdbebens und
durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt.
Tsunamis vom 11. März 2011 in Japan ereignete.
Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätig-
Die IAEA und die NEA veranstalteten im Juni bzw.
keit wichtigsten internationalen Gremien und Ak-
im September Ministerialkonferenzen, an denen
tivitäten des ENSI im Berichtsjahr kurz zusammen-
die Regierungen der Mitgliedsstaaten die Konse-
gefasst.
quenzen und erste Lehren aus dem Unfall erörterten. Die Schweiz, die unter anderem durch das
ENSI vertreten wurde, forderte an diesen Konferenzen eine Verschärfung des globalen Sicher-
97
3.1 Internationale
Übereinkommen
rung sowie die Aktualisierung der Erdbebengefährdungsannahmen aufgrund des PEGASOS-Projekts1.
An der 5. Überprüfungskonferenz wurde be-
3.1.1Übereinkommen über
nukleare Sicherheit
schlossen, Ende August 2012 eine ausserordentliche Konferenz durchzuführen, die die Lehren
aus dem nuklearen Unfall im japanischen Fukus-
Das internationale Übereinkommen über nukleare
hima sowie allfällige Anpassungen der CNS zum
Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat
Thema haben wird. Das ENSI wird die Schweiz an
das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nukle-
der Konferenz vertreten und erstellt im Hinblick
aren Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhal-
darauf einen Länderbericht.
ten. Es sollen wirksame Abwehrvorkehrungen in
Kernanlagen gegen mögliche strahlungsbedingte
Gefahren geschaffen werden, um Menschen und
Umwelt vor schädlichen Auswirkungen der Radio
aktivität zu schützen. Die Schweiz hat das Übereinkommen im Oktober 1995 unterzeichnet und
im September 1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien haben sich verpflichtet, die Grundsätze des
3.1.2Gemeinsames Übereinkommen
über die Sicherheit der
Behandlung abgebrannter
Brennelemente und über die
Sicherheit der Behandlung
radioaktiver Abfälle
Übereinkommens anzuwenden und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbericht. Die Berichte
Ziel dieses internationalen Übereinkommens («Joint
werden im Rahmen einer Konferenz bei der IAEA
Convention») ist es, in den Vertragsstaaten ein ho-
in Wien überprüft.
hes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Behand-
Seit der Inkraftsetzung der CNS fanden 5 Überprü-
lung und Lagerung abgebrannter Brennelemente
fungskonferenzen statt, die letzte vom 4. bis 14.
und radioaktiver Abfälle zu erreichen und zu erhal-
April 2011. Die Schweiz wurde der Ländergruppe
ten. Die Schweiz hat die Joint Convention 1997 un-
5 zugeteilt, zusammen mit Kanada, Deutschland,
terzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei der CNS
Bulgarien, Armenien, Österreich, Peru, Nigeria,
sind die Vertragsparteien verpflichtet, die Grund-
den Vereinigten Arabischen Emiraten, Griechen-
sätze des Übereinkommens anzuwenden und er-
land und Irland. Das ENSI vertrat die Schweiz und
stellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbericht.
hatte den Länderbericht Ende August 2010 fristge-
Die Berichte werden im Rahmen einer Konferenz
recht bei der IAEA eingereicht. Die weiteren Vor-
bei der IAEA in Wien überprüft. Die letzte fand im
bereitungsarbeiten beinhalteten die Prüfung der
Mai 2009 statt. Auch hier stiessen die Leistungen
Berichte anderer Länder mit der Formulierung von
der Schweiz auf Anerkennung, unter anderem das
Fragen zu diesen Berichten sowie die Beantwor-
transparente Sachplanverfahren Geologische Tie-
tung von Fragen, die andere Länder zum Bericht
fenlagerung mit Partizipation der Öffentlichkeit
der Schweiz stellten. An der 5. Überprüfungskonfe-
und die Reduzierung des Abfallvolumens mittels
renz schliesslich wurden die Berichte in den Länder-
Verbrennungs- und Schmelzanlage im Zwischen-
gruppen präsentiert und eingehend diskutiert. Die
lager Würenlingen. Die 4. Überprüfungskonfe-
Schweiz erhielt dabei gute Noten. Unter anderem
renz wird vom 7. bis 16. Mai 2012 stattfinden, an
würdigten die anderen Staaten die im Schweizer
der das ENSI die Schweiz vertreten wird. Das ENSI
Kernenergiegesetz verankerte Nachrüstpflicht der
hat den Schweizer Länderbericht im Oktober 2011
Kernkraftwerke im Sinne der ständigen Verbesse-
fristgerecht bei der IAEA eingereicht.
1
In dem von 2001 bis 2004 laufenden Projekt PEGASOS
(Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für die KKWStandorte in der Schweiz) wird die Erdbebengefährdung unter
möglichst umfassender Berücksichtigung des Kenntnisstandes
der international massgebenden Fachwelt ermittelt. Mit dem
Projekt wurde international ein neuer Standard gesetzt. Eine
Herausforderung für die Umsetzung bereitete die grosse
Bandbreite der Ergebnisse, die nicht zuletzt darauf zurückzuführen war, dass für starke Erdbeben in unseren Regionen kaum
Erfahrungswerte vorliegen. Deshalb wurde 2007 ein Projekt zur
Verfeinerung der PEGASOS-Studie, das PEGASOS Refinement
Project (PRP) gestartet, das voraussichtlich bis Ende 2012 abgeschlossen werden wird.
98
3.1.3OSPAR-Übereinkommen über
den Schutz der Meeresumwelt
des Nordost-Atlantiks
Das nach den beiden Vorläufer-Verträgen – der
OSLO-Konvention (OSCOM) von 1972 und der Paris-Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte
OSPAR-Übereinkommen wurde 1992 in Paris abgeschlossen und trat am 25. März 1998 nach der Rati-
fikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die Ver-
Peace»-Organisation der Vereinten Nationen ge-
tragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland, Däne-
gründet und hat heute 152 Mitgliedsstaaten. Sie
mark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien, Irland,
richtet ihre Arbeit auf die nukleare Sicherheit so-
Island, Luxemburg, Norwegen, Niederlande, Portu-
wie die Sicherung und Überwachung spaltbarer
gal, Spanien, Schweden sowie die Europäische Uni-
Kernmaterialien aus. Weiter fördert die IAEA die
on verpflichten sich, die Meeresverschmutzung als
Forschung und Technik für die Anwendung ioni-
Folge menschlicher Aktivitäten zu bekämpfen. Bei-
sierender Strahlung in der Medizin, Nahrungsmit-
spielsweise verbietet das Übereinkommen die Ab-
telsicherheit, Landwirtschaft und Umweltüberwa-
fallversenkung sowie die Verbrennung von Abfäl-
chung. Das höchste Gremium der IAEA ist die Ge-
len auf See. Das ENSI vertritt die Schweiz im Komi-
neralkonferenz der Mitgliedsstaaten, die norma-
tee über radioaktive Substanzen RSC der OSPAR,
lerweise einmal jährlich tagt. Das ENSI ist in zahl-
das sich mit der Einleitung von Radioaktivität in die
reichen Kommissionen und Arbeitsgruppen der
Nordsee und den Nordostatlantik befasst. Das Ziel
IAEA vertreten (siehe Anhang B).
der OSPAR im Bereich radioaktive Substanzen ist es,
die künstlich eingetragene Radioaktivität bis zum
Jahr 2020 so weit wie möglich zu reduzieren.
Im Jahr 2003 hatte die Ministerkonferenz der
OSPAR in Anbetracht einer signifikanten Freisetzung von Technetium in die Irische See die erhöhten
Freisetzungen radioaktiver Stoffe infolge von variablen Betriebsbedingungen, der Konditionierung alter Abfälle oder der Stilllegung und des Rückbaus
von Kernanlagen zum Thema erklärt. Obwohl in der
Zwischenzeit solche Freisetzungen seitens Grossbritannien praktisch nicht mehr vorkamen, bleibt die
Frage offen, ob ähnliche Verhältnisse wiederum
auftreten könnten. Das mit dem Thema beauftragte RSC erarbeitete dazu einen Fragebogen, um die
Sicht der einzelnen Vertragsparteien zu erheben.
Die Schweiz hat den Fragebogen im Berichtsjahr
beantwortet.
Zusammenfassend konnte festgestellt werden, dass
in der Schweiz in den letzten Jahren in allen Auf-
3.2.1.1 IAEA Safety Standards
sichtsbereichen die Menge nicht konditionierter ra-
Das Sicherheitsniveau von Kernanlagen soll welt-
dioaktiver Abfälle stark reduziert wurde. Zurzeit ste-
weit einen vergleichbar hohen Stand haben. Das
hen noch das Projekt zur Konditionierung von flüs-
international geforderte Niveau wird von der IAEA
sigen Abfällen im Hotlabor und das Projekt zur Kon-
erarbeitet und in den Safety Standards definiert.
ditionierung von Schlamm in einem Rückhaltebe-
Sie reflektieren den Stand von Wissenschaft und
cken der Abwasseranlage des PSI an. Auch beim
Technik und werden aktualisiert, wenn sich neue
Rückbau von Kernanlagen sind aufgrund in- und
Erkenntnisse aus der Betriebserfahrung oder For-
ausländischer Erfahrungen keine Freisetzungen aus-
schung ergeben. Die Safety Standards umfassen
serhalb der aktuellen Betriebslimiten zu erwarten.
alle Themenbereiche der Reaktorsicherheit, des
Strahlenschutzes, des Transports nuklearer Güter
3.2 Multilaterale
Zusammenarbeit
und der Entsorgung radioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich in drei hierarchische Stufen:
❚ In den 2006 publizierten Fundamental Safety
Principles werden 10 Grundprinzipien für die
3.2.1Internationale Atomenergie agentur IAEA
nukleare Sicherheit als Voraussetzung für das
übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und
Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisie-
Die IAEA mit Hauptsitz in Wien (Abbildung 1)
render Strahlung» ausgeführt.
unterstützt die sichere und friedliche Nutzung
❚ Die Safety Requirements konkretisieren diese
der Kerntechnik. Sie wurde 1957 als «Atoms for
Grundprinzipien und legen themenspezifische
99
Abbildung 1:
Der Sitz der IAEA
in Wien.
Quelle: ENSI.
Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher-
❚ SSG-13
Chemistry Programme for Water
heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll-Be-
Cooled Nuclear Power Plants
stimmungen» formuliert.
❚ SSG-14
Geological Disposal Facilities for
Radioactive Waste
quirements weiter aus und schlagen Massnah-
❚ SSG-18
Meteorological and Hydrological
men und Verfahren zur Einhaltung der Safe-
Hazards in Site Evaluation for
ty Requirements vor. Die Empfehlungen in den
Nuclear Installations
Safety Guides sind als «Sollten-Bestimmungen»
❚ SSG-19
National Strategy for Regaining
formuliert und zeigen Wege auf, wie die Um-
Control over Orphan Sources and
setzung der Safety Requirements erfolgen kann.
Improving Control over Vulnerable
Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung
Sources
der Massnahmen sollte aber begründet oder es
An der Überarbeitung der International Basic Sa-
sollte eine gleichwertige andere Massnahme er-
fety Standards für den Strahlenschutz, die diejeni-
griffen werden.
gen von 1996 ersetzen und die neusten Erkennt-
❚ Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety Re-
Die Safety Principles und Requirements werden
nisse und Empfehlungen insbesondere der Inter-
vom Board of Governors, einem Ausschuss von
national Commission on Radiological Protection
35 Mitgliedsstaaten, verabschiedet, die Safety
berücksichtigen, wirkten verschiedene Instituti-
Guides vom Generaldirektor der IAEA. Die Com-
onen wie das Committee on Radiation Protection
mission on Safety Standards (CSS) leitet die stän-
and Public Health der Kernenergieagentur NEA
dige Weiterentwicklung der Safety Standards.
der OECD massgeblich mit. Auf der Internetsei-
Der CSS sind vier Fachkomitees zugeordnet, be-
te der IAEA sind unter www-ns.iaea.org/standards
stehend aus Experten der Mitgliedsstaaten, die
die gültigen Safety Standards abrufbar.
mit Unterstützung des IAEA-Sekretariats die Sa-
Im Gefolge des nuklearen Unfalls im japanischen
fety Requirements und Guides erarbeiten: Nuclear
Fukushima einigten sich die Mitgliedsstaaten an
Safety Standards Committee (NUSSC, Reaktorsi-
der Generalkonferenz vom September 2011 auf
cherheit), Radiation Safety Standards Committee
einen IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit die-
(RASSC, Strahlenschutz), Waste Safety Standards
sem Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwil-
Committee (WASSC, Umgang mit radioaktiven
ligen – Massnahmen. Die im Aktionsplan formu-
Abfällen) und Transport Safety Standards Com-
lierten zwölf Punkte beziehen sich zusammenge-
mittee (TRANSSC, Transporte nuklearer Güter).
fasst auf folgende Bereiche:
Die Experten beraten das IAEA-Sekretariat im be-
❚ Sicherheitsanalysen der Kernkraftwerke im Lich-
treffenden Fachgebiet und sind bei der Entwick-
te der Erkenntnisse aus dem Fukushima-Unfall;
lung und Revision der Safety Standards federfüh-
❚ Überprüfung der Unabhängigkeit und der Res-
rend. Das ENSI ist in allen vier Fachkomitees ver-
❚ Verbesserung des Notfallschutzes und Verstär-
treten.
Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den
kung der internationalen Rolle der IAEA in diesem Bereich;
Mitgliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI
❚ periodische Überprüfungsmissionen der IAEA in
nochmals die Möglichkeit, Änderungswünsche
den Bereichen staatliche Aufsicht, Notfallschutz
einzubringen. Im Jahr 2011 wurden folgende Sa-
sowie Auslegung und Betrieb von Kernkraftwer-
fety Standards veröffentlicht:
ken in den Mitgliedsstaaten, transparente Be-
❚ GSR Part 3 Radiation Protection and Safety
richterstattung zu diesen Missionen;
(Interim) of Radiation Sources: International
100
sourcen der Nuklear-Aufsichtsbehörden;
❚ Überprüfung und allfällige Anpassung der inter-
Basic Safety Standards – Interim
nationalen Übereinkommen im Bereich nukle-
Edition
are Sicherheit sowie der IAEA Safety Standards,
❚ SSR-2/2
Safety of Nuclear Power Plants:
wirksame Umsetzung dieser Sicherheitsvorga-
Commissioning and Operation
❚ SR-5
Disposal of Radioactive Waste
❚ GSG-2
Criteria for Use in Preparedness
und -Infrastruktur in den Kernenergieländern
and Response for a Nuclear or
und solchen, die in die Kernenergie einsteigen
Radiological Emergency
❚ SSG-11
Radiation Safety in Industrial
Radiography
gen in den Mitgliedsstaaten;
❚ Ausbau
der Nuklearsicherheits-Kompetenzen
wollen;
❚ Schutz von Menschen und Umwelt nach einem
nuklearen Unfall durch Nutzung des internatio-
nalen Know-hows und der vorhandenen Techniken für die Strahlenüberwachung und Dekontamination;
❚ verbesserte Kommunikation im Falle eines nukle-
aren Unfalls und Verstärkung der internationalen Rolle der IAEA in diesem Bereich;
❚ Förderung der Nuklearsicherheitsforschung.
3.2.1.2 Integrated Regulatory Review Service
(IRRS)
Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit
einem internationalen Expertenteam, ob dessen
Nuklearaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die
Schweiz hat diese internationale Überprüfung in
Art. 2 Abs. 3 der ENSI-Verordnung gesetzlich verankert: «Es [Das ENSI] lässt sich periodisch im Hinblick
auf die Erfüllung der Anforderungen der IAEA durch
externe Expertinnen und Experten überprüfen.»
Auch die EU hat in ihrer Mitte 2009 in Kraft gesetzten EURATOM-Richtlinie für die Sicherheit kerntechnischer Anlagen eine entsprechende Verpflichtung
Die Mission fand im November des Berichtsjahres
eingeführt, dass die Mitgliedsstaaten mindestens
unter Beteiligung von 24 Experten aus 14 Natio-
alle zehn Jahre eine Überprüfung der nuklearen Ge-
nen statt, die das ENSI während zwei Wochen un-
setzgebung und Aufsicht durch internationale Ex-
ter die Lupe nahmen (Abbildung 2). Sie stellten
perten (Peer Review) durchführen lassen.
dem ENSI am Schluss ein gutes Zeugnis aus mit
Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf-
19 «Good Practices», die als vorbildliche Lösungen
sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukle-
für andere Staaten gelten. Unter anderem wurde
are Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unter-
die jährliche Veröffentlichung des Erfahrungs- und
lagen, Beobachtungen und Gesprächen mit den
Forschungsberichts mit Berichterstattung über die
Behörden verfasst das Expertenteam – zumeist
regulatorische Sicherheitsforschung, internationa-
hochrangige Vertreter der Aufsichtsbehörden von
le Zusammenarbeit, Betriebserfahrung und Neue-
IAEA-Mitgliedsländern – einen Bericht, in dem es
rungen im Regelwerk mit einer Good Practice ge-
auf Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf
würdigt. Die Experten machten aber auch kon-
gute Praxis hinweist. Zwei bis drei Jahre nach ei-
struktive Empfehlungen und Vorschläge für wei-
ner IRRS-Mission wird im Rahmen einer Folgemis-
tere Verbesserungen, deren Umsetzung das ENSI
sion überprüft, inwieweit das geprüfte Land die
bereits an die Hand genommen hat. Die Empfeh-
Empfehlungen des Expertenteams umgesetzt hat.
lungen aus der Überprüfung von 1998 und der
Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts-
Folgemission von 2003 trugen im Übrigen mass-
behörde bereits 1998 überprüfen und beantragte
geblich dazu bei, dass das ENSI eine unabhängige
bei der IAEA eine weitere IRRS-Mission für 2011.
öffentlich-rechtliche Anstalt des Bundes geworden
Im Hinblick darauf führte das ENSI eine umfas-
ist und nach einem integrierten Aufsichtskonzept
sende Selbstüberprüfung anhand von rund 1500
arbeitet.
Fragen der IAEA durch, die sich auf die Safety Re-
Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS-Pro-
quirements des GSR Part 1 «Governmental, Legal
gramm der IAEA und stellte bisher Experten für
and Regulatory Framework for Safety» beziehen.
16 Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur
Diese Selbstüberprüfung zeigte auf, in welchen
Verfügung. Zwei dieser Missionen wurden vom
Bereichen die Schweiz und das ENSI Handlungsbe-
ENSI geleitet. Die Erfahrungen zeigen, dass durch
darf haben, um die Vorgaben dieser IAEA Safety
Teilnahme an solchen internationalen Experten
Requirements zu erfüllen. Das ENSI erstellte einen
überprüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für
Aktionsplan, der bis zur Mission die Implementie-
die Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden.
rung der selbst identifizierten Verbesserungsmass-
Den Anstoss für die Einführung von Werksinspek-
nahmen grundsätzlich gewährleistet hat.
toren gab beispielsweise die Teilnahme an einer
Abbildung 2:
Die IRRS-Mission in
die Schweiz stiess auf
grosses Medieninteresse.
Vorne Jean-Christophe
Niel, Generaldirektor der
französischen Aufsichts
behörde ASN und Mission
Team Leader, neben ihm
James Lyons, Leiter der
IAEA Division of Nuclear
Installation Safety, an der
Medienkonferenz im ENSI
anlässlich des Abschlusses
der IRRS-Mission. Quelle:
ENSI.
IRRS-Mission nach Grossbritannien.
101
3.2.1.3 IAEA-Datenbanken
weiten nuklearen Stromerzeugungskapazität. Die
Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über 20
NEA mit Sitz bei Paris (Abbildung 3) unterstützt
Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke,
ihre Mitgliedsländer bei der Weiterentwicklung
Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven
der technischen, wissenschaftlichen und recht-
Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich.
lichen Grundlagen. Sie fördert das gemeinsame
An zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken
Verständnis für Schlüsselfragen der nuklearen Si-
arbeitet das ENSI mit, dem Power Reactor Infor-
cherheit und erarbeitet Stellungnahmen, die den
mation System (PRIS) und International Nuclear
Mitgliedsstaaten als Entscheidungsbasis dienen
Information System (INIS).
können. Die Kernkompetenzen der NEA sind die
PRIS gibt es schon seit 40 Jahren und ist als In-
Reaktorsicherheit, Aufsicht über Kernanlagen,
formationsquelle für die Kernenergie einzigar-
Entsorgung radioaktiver Abfälle, Strahlenschutz,
tig. Die Grunddaten über die Kernkraftwerke der
wirtschaftliche und technische Analysen des
Welt werden beispielsweise von folgenden Or-
Brennstoffkreislaufs, Kernenergierecht und -haft-
ganisationen genutzt: IAEA, OECD, Europäische
pflicht sowie die Information der Öffentlichkeit.
Kommission, World Energy Council, Internatio-
Die NEA unterstützt zudem eine Vielzahl von For-
nal Centre for Theoretical Physics ICTP, Europä-
schungsvorhaben auf diesen Gebieten. Die meis
ischer Verband für Strom- und Wärmeerzeugung,
ten der NEA-Berichte sind frei auf dem Internet
World Nuclear Association, World Association of
erhältlich unter http://www.oecd-nea.org/pub.
Nuclear Operators. Aus den Datensätzen in PRIS
Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei
erstellt die IAEA jährlich die Publikationen Nucle-
Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu-
ar Power Reactors in the World, Country Nucle-
latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwer-
ar Power Profiles und Operating Experience with
punktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht,
Nuclear Power Stations in Member States. Die
das Committee on the Safety of Nuclear Instal-
wichtigsten Daten sind im Internet unter www.
lations (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich
iaea.org/pris abrufbar.
der Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommis-
Die Datenbank für Kernenergieliteratur INIS wur-
sionen haben eine Reihe von permanenten Ar-
de 1970 gestartet, indem bereits existierende Li-
beitsgruppen und speziellen Gruppen, die ad
teratursammlungen (Nuclear Science Abstracts)
hoc zur Bearbeitung aktueller Themen einge-
einzelner Staaten, vor allem der USA, der Sowjet-
setzt werden. Im Bereich Strahlenschutz ist das
union und Grossbritanniens zusammengeführt
Committee on Radiation Protection and Public
wurden. Seither wurde die Datenbank kontinuier-
Health (CRPPH) aktiv und im Bereich Entsorgung
lich vergrössert und ihre Funktionen wurden ver-
das Radioactive Waste Management Committee
bessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm-Ver-
(RWMC). Weitere Arbeitsbereiche der NEA sind
sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst
wissenschaftliche Datenbanken, Kernenergie-
über CD-Versand ab 1992, später über Internet.
recht, Entwicklung der Kernenergie, Kernenergie
Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds-
und Nachhaltigkeit sowie Kernenergie und Ge-
länder, sondern frei im Internet unter http://www.
sellschaft. Geleitet und überwacht wird die gan-
iaea.org/inis/ zugänglich. Derzeit enthält die Da-
ze Organisation vom Steering Committee for Nu-
tenbank über 3,3 Mio. Einträge. Die Nutzung von
clear Energy.
INIS hat seit der vollständigen Öffnung stark zugenommen, von ca. 150 000 jährlichen Zugriffen
bis 2008 auf deutlich über eine Million heute.
3.2.2.1 Steering Committee for Nuclear
Energy
Das ENSI vertritt die Schweiz zusammen mit dem
Bundesamt für Energie im Steering Committee.
3.2.2Kernenergieagentur NEA der
OECD
Dieses überwacht die Arbeit der Kommissionen,
erstellt die Strategie und genehmigt die Zweijahres-Arbeitspläne sowie das Budget der NEA.
102
Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency
Letzteres war auch im Berichtsjahr ein zentrales
NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam-
Diskussionsthema. Seit 2008 ist es eingefroren,
menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die si-
da die grossen Beitragszahler einen anderen Ver-
chere und friedliche Nutzung der Kernenergie. 30
teilschlüssel der Beiträge wünschen. Nominales
der 34 OECD-Staaten sind Mitglied der NEA. Zu-
Nullwachstum heisst jedoch realer Rückgang. Ein
sammen verfügen sie über rund 85% der welt-
speziell für Budgetfragen eingesetzter Ausschuss
empfahl, dass sich das Budget wenigstens bei
Anlagen sind mittlerweile wieder in Betrieb. Die
Neubeitritten erhöht, denn bisher verringerten sich
Gruppe analysierte verschiedene Optionen für die
die Beiträge der bestehenden NEA-Mitglieder mit
zukünftige Versorgung mit 99Mo – den Einsatz von
jedem neuen Beitragszahler. Im Berichtsjahr wur-
niedrig angereichertem statt hoch angereicher-
de Slowenien und im Jahr davor Polen als neues
tem Uran für die 99Mo-Produktion (wegen Prolife-
NEA-Mitglied begrüsst, und kommendes Jahr wird
rationsbedenken), direkte Produktion des für den
voraussichtlich Russland – als erstes Nicht-OECD-
medizinischen Einsatz erwünschten Endprodukts
Mitglied – der NEA beitreten. Die Kooperation mit
99m
Indien soll weitergeführt werden. Indien ist zwar
dass das Grundproblem nicht technischer, sondern
kein Vertragspartner des Non-Proliferation Treaty,
ökonomischer Natur ist, nämlich dass keine wei-
hat nach Einschätzung der NEA jedoch entschei-
teren Investitionen in 99Mo-Produktions- und Auf-
dende Fortschritte gemacht und seine zivilen Re-
bereitungskapazität getätigt werden. Das Stee-
aktoren dem lAEA-Safeguardsregime unterstellt.
ring Committee verabschiedete eine Erklärung mit
Indien wurde im Weiteren zur Mitgliedschaft beim
sechs Prinzipien für die weltweite Versorgungssi-
Multinational Design Evaluation Programme für
cherheit mit 99Mo bzw. 99mTc, die im Wesentlichen
neue Kernkraftwerke eingeladen.
darauf hinausläuft, dass die Staaten aufgerufen
Der nukleare Unfall im japanischen Fukushima
werden, die strukturellen und ökonomischen Rah-
war ein zentrales Diskussionsthema des Steering
menbedingungen für eine nachhaltige Versor-
Committee. Die NEA setzte unter anderem eine
gungskette zu schaffen.
Tc in Zyklotronen, etc. Sie kam zum Schluss,
Arbeitsgruppe (Senior-level Task Group on Impacts
im Juni die Pariser G8/G20-Konferenz zum The-
3.2.2.2 Committee on Nuclear Regulatory
Activities (CNRA)
ma Fukushima sowie im Oktober ein International
Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nukle-
Symposium on Decontamination in Fukushima
aren Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr
selbst. Die Senior-level Task Group Fukushima hat
und diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit
sich zunächst stark auf den Informationsaustausch
von Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus
konzentriert und hält diese Aufgabe auch für die
dieser Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in
kommenden Monate zunächst für vordringlich.
Arbeitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das
Für die Themengebiete Krisenmanagement, Not-
CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen:
fallvorbereitung und Unfallanalyse wurde der Kon-
❚ Working
of the Fukushima Accident) ein und organisierte
takt zu den anderen NEA-Gremien aufgenommen.
Group
on
Operating
Experience
(WGOE);
Themen wie die gestaffelte Sicherheitsvorsorge
❚ Working Group on Inspection Practices (WGIP);
oder das Accident Management verdienen nach
❚ Working Group on Public Communication of Nu-
Meinung der Task Group eine vertiefte Betrachtung. Bevor hier konkrete Schritte unternommen
werden, sollen aber – auch vor dem Hintergrund
clear Regulatory Organisations (WGPC);
❚ Working Group on the Regulation of New Reac-
tors (WGRNR).
der zahlreichen derzeit laufenden Aktivitäten – die
An den CNRA-Tagungen erstatten die Arbeits-
Massnahmen der Mitgliedsländer analysiert wer-
gruppen jeweils Bericht. Die CNRA koordiniert –
den. Ebenfalls erachtet die Task Group den jet-
wie die anderen Kommissionen – die Tätigkeiten
zigen Zeitpunkt als zu früh, um Anpassungen am
der Arbeitsgruppen und genehmigt die Publikati-
Regelwerk zu diskutieren.
on von Berichten. An ihrer Dezember-Tagung hat
Die NEA hat zwei neue Forschungsprojekte lan-
die CNRA beispielsweise das «Green Booklet»
ciert: Das Source Term Evaluation and Mitigati-
zum Langzeitbetrieb von Kernkraftwerken verab-
on (STEM) Project und das Cable Aging Data and
schiedet. Das ENSI ist sowohl in der Kommission
Knowledge (CADAK) Project. Ein weiteres The-
selbst wie auch in den Arbeitsgruppen vertreten.
ma des Berichtsjahres war die Versorgung mit me-
Die Teilnahme an der WGRNR wurde sistiert, nach-
dizinischen Radioisotopen. Die NEA hatte dazu
dem Bundesrat und Parlament beschlossen hat-
2009 eine hochrangige Arbeitsgruppe (High-level
ten, in der Schweiz keine neuen Kernkraftwerke
Group on the Security of Supply of Medical Iso-
zu bauen.
topes) einberufen. Auslöser war die gleichzeitige
Die WGOE hat das Ziel, die nukleare Sicherheit
Nichtverfügbarkeit der grössten Produktionsan-
durch den Austausch betrieblicher Erfahrungen
lagen für Molybdän-99 (99Mo), des kanadischen
insbesondere im Zusammenhang mit Vorkomm-
NRU und des HFR im holländischen Petten. Beide
nissen in Kernanlagen zu verbessern. Dazu be-
103
treibt die NEA zusammen mit der IAEA eine Vor-
beitet. Für die Inspektion der Notfallorganisation
kommnis-Datenbank, das International Repor-
wurde ein Fragebogen erstellt, der jetzt von den
ting System for Operating Experience (IRS). Für das
Mitgliedsländern beantwortet wird. Im Weiteren
ENSI ist die WGOE eine wichtige Quelle für Infor-
führt die Arbeitsgruppe einen Statusbericht über
mationen zu Vorkommnissen und daraus abgelei-
die Philosophie, Organisation und Praxis der In-
teten Lehren. In der Folge von Fukushima wurden
spektionen, der von den Mitgliedsländern perio-
die Vorteile und Nachteile klassischer konservativ
disch aktualisiert wird.
ausgelegter Kernkraftwerke mit überschaubarer
Die Kommunikation mit der Öffentlichkeit ist eine
Technik gegenüber komplexen Kernkraftwerk-De-
wichtige Aufgabe der Aufsichtsbehörden. Die
signs erörtert. Denn neuartige Notfalllagen verlan-
WGPC der CNRA befasst sich mit den Themen
gen auch unkonventionelle Massnahmen, die sich
Transparenz der Tätigkeit von Aufsichtsbehörden,
schnell umsetzen lassen und keine lange Vorbe-
Information der lokalen Bevölkerung um Kernan-
reitung erfordern. Die WGOE kam zum Schluss,
lagen, Wahrnehmung der Behörde in der Öffent-
dass eine einfachere Kernkraftwerkstechnik hier-
lichkeit sowie Krisenkommunikation. Zu den ers
bei auch Vorteile bieten könnte. Die Arbeitsgrup-
ten drei Themen veröffentlichte die Arbeitsgruppe
pe hat entschieden, dass sie in ihrem weiteren Ar-
«Green Booklets». Die Berichte mit Empfehlungen
beitsprogramm Vorläufervorkommnisse genauer
basieren im Wesentlichen auf Umfragen in den
unter die Lupe nehmen will.
Mitgliedsstaaten. Im Berichtsjahr stand auch bei
Die WGIP befasst sich mit Inspektionstätigkeiten
der WGPC der Unfall von Fukushima im Zentrum
in den Mitgliedsstaaten. Sie bewertet die Wirk-
der Aufmerksamkeit. Sie beschloss, im Mai 2012
samkeit von Inspektionen und analysiert Inspek-
einen Workshop zum Thema Krisenkommunikati-
tionsmethoden und -techniken im Zusammen-
on durchzuführen. Unter anderem soll dabei dis-
hang mit aktuellen und zukünftigen Herausforde-
kutiert werden, welche Rolle heute die Social Me-
rungen bei der Aufsicht über die Kernanlagen. Ne-
dia bei der Krisenkommunikation der Kernener-
ben den halbjährlichen Treffen führt sie alle zwei
gie-Aufsichtsbehörden einnehmen.
Jahre einen Workshop zu ausgewählten Themen
nächsten WGIP-Workshop wird das ENSI 2012 in
3.2.2.3 Committee on the Safety of Nuclear
Installations (CSNI)
der Schweiz organisieren. 2011 standen neben
Das CSNI beschäftigt sich mit sicherheitstech-
der gegenseitigen Berichterstattung über inspekti-
nischen Aspekten der Auslegung, des Baus, des
onsrelevante Neuerungen in den Mitgliedsstaaten
Betriebs und der Stilllegung von Kernanlagen.
die Themen Inspektion von Instandhaltungs-Pro-
Ziel ist es, die Mitgliedsstaaten darin zu unterstüt-
gramm und -Aktivitäten sowie Inspektion der Not-
zen, die nötigen technischen und wissenschaft-
fallorganisation im Zentrum der Arbeiten. Für ers
lichen Kompetenzen für die Beurteilung der Si-
teres wird ein Entwurf von Empfehlungen erar-
cherheit von Kernanlagen zu erhalten und auszu-
mit einem erweiterten Teilnehmerkreis durch. Den
Abbildung 3:
Der Sitz der Kern
energieagentur NEA
der OECD in Issy-lesMoulineaux bei Paris.
Quelle: NEA.
104
bauen. Das CSNI verfolgt den Stand von Wissen-
ge für die Arbeitsgruppe sind experimentelle For-
schaft und Technik und erstellt darüber Berichte.
schungsarbeiten, die helfen, die bei Störfallen auf-
Es fördert die Koordination von Forschungs- und
tretenden Phänomene zu verstehen und Compu-
Entwicklungsprojekten in den Mitgliedsstaaten
terprogramme für die Modellierung von Störfall
und veranlasst eigene Programme in Bereichen
abläufen zu entwickeln. Im Jahre 2011 wurden
mit gemeinsamen Interessen. Das CSNI tagt zwei-
zwei von der WGAMA erstellte Berichte vom CSNI
mal jährlich, diskutiert dabei aktuelle Themen der
verabschiedet: ein Bericht zu Wasserstoff-Verbren-
nuklearen Sicherheit und der Forschung, bespricht
nungsprozessen und der Abschlussbericht zum
laufende und beschliesst neue Projekte. Das um-
Projekt MCCI (Molten Corium Concrete Interac-
fangreiche Arbeitsprogramm bestreiten folgende
tion), das die Wechselwirkung von Kernschmelze
permanente Arbeitsgruppen:
und Beton des Containment-Bodens untersucht
❚ Working Group on Integrity and Ageing of Com-
hatte. Als neue Aktivität wird sich die WGAMA
ponents and Structures (WGIAGE);
❚ Working Group on Analysis and Management of
Accidents (WGAMA);
mit der Quantifizierung von Unsicherheiten physikalischer Modelle in thermohydraulischen Rechenprogrammen befassen und dazu bis 2014 einen
❚ Working Group on Risk Assessment (WGRISK);
Bericht erstellen.
❚ Working Group on Human and Organisational
Die WGRISK hat die Aufgabe, die Entwicklung und
Factors (WGHOF);
Anwendung der Probabilistischen Sicherheitsana-
❚ Working Group on Fuel Safety (WGFS);
lyse (PSA) voranzutreiben. Verabschiedet wurden
❚ Working Group on Fuel Cycle Safety (WGFCS).
im Jahre 2011 zwei Berichte zu Workshops, die
Daneben gibt es mehrere themenspezifische
sich mit der PSA für neue und fortgeschrittene Re-
Gruppen und Forschungsprojekte (Details siehe
aktorkonzepte sowie mit Simulatorstudien zu Fra-
die Internetseite des CSNI: www.oecd-nea.org/
gen der menschlichen Zuverlässigkeit befassten.
nsd/csni ). Das ENSI ist im Komitee selbst und in
Mit Zustimmung des CSNI wird die WGRISK ab
allen erwähnten Arbeitsgruppen ausser der WG-
2012 die Ergebnisse der OECD-Datenbankpro-
FCS vertreten.
jekte genauer betrachten, an denen auch das ENSI
Die WGIAGE befasst sich mit der Integrität und
beteiligt ist (siehe Kap. 1.2.1-1.2.4). In diesen Pro-
Alterung mechanischer Komponenten und Be-
jekten werden Daten gesammelt zu Themen wie
tonstrukturen sowie der Erdbebensicherheit von
Feuerereignissen, Schäden an Strukturmateri-
Kernanlagen. Das CSNI – wie auch das CNRA –
alien oder computerbasierten Systemen sowie so-
erachtet den Langzeitbetrieb von Kernkraftwer-
genannten
ken als zentrales Thema und plante, am 8. Juni
welche vereinfacht als Fehler an mindestens zwei
2011 einen Workshop mit beiden Komitees durch-
Komponenten aufgrund einer gemeinsamen Ur-
zuführen. Diese Veranstaltung wurde aus aktu-
sache beschrieben werden können. Die WGRISK
ellem Anlass zu einem Forum für die Diskussion
wird sich vor allem damit befassen, wie die ge-
der Folgen von Fukushima genutzt (siehe unten).
sammelten Daten für die PSA verwertet werden
Die WGIAGE erarbeitete im Laufe des Jahres ein
können.
Dokument, in dem die wichtigsten aktuellen Fra-
Die WGHOF soll das Verständnis über den Einfluss
gestellungen zur Alterung zusammengestellt sind.
von Mensch und Organisation auf die nukleare Si-
Dieses Dokument soll nach letzten Überarbei-
cherheit weiter verbessern. Zudem fördert die Ar-
tungen dem CSNI bei seiner Sitzung im Juni 2012
beitsgruppe die Entwicklung und Anwendung von
vorgelegt werden. Als neue Aktivität will die WGI-
Methoden zur Analyse und Bewertung der sicher-
AGE bis Ende 2012 einen Bericht zum Stand der
heitsrelevanten Aspekte im Bereich Mensch und
seismischen Inputdaten (vor allem geotechnische
Organisation. Im abgelaufenen Jahr genehmigte
Daten zu Gesteinseigenschaften) für das Nah- und
das CSNI einen Bericht der WGHOF zur Eignung
Fernfeld von Kernanlagen erstellen.
der Organisationsstrukturen, Personalressourcen
Die WGAMA beschäftigt sich mit der Thermohy-
und -kompetenzen.
draulik des Reaktorkühlsystems sowie der Sicher-
Die WGFS befasst sich mit dem Verhalten von
heits- und Nebensysteme, dem Verhalten eines
Kernbrennstoffen unter Störfallbedingungen. Sie
beschädigten Reaktorkerns, dem Verhalten und
stützt ihre Ergebnisse wesentlich auf die Versuche
Schutz des Sicherheitsbehälters (Containment)
des Halden Reactor Project ab (siehe Kap. 1). Im
und den Vorgängen, die bei der Freisetzung von
Jahre 2011 wurde der von der Arbeitsgruppe auf-
Spaltprodukten auftreten. Eine wichtige Grundla-
datierte Überblicksbericht zu Sicherheitskriterien
Common-Cause-Failure-Ereignissen,
105
von Brennstoffen vom CSNI gutgeheissen. Weiter
haften Lösungen («Good Practices») für die inter-
beschäftigte sich die WGFS speziell mit Vergleichs-
nationale Koordination und Kommunikation. Über
studien (Benchmarks) zum Verhalten von Brenn-
20 Länder haben zugesagt, eine solche Übung
stoff bei Reaktivitätsstörfällen (Reactivity Initia-
durchzuführen.
ted Accidents RIA) und mit Fragen zu zukünftigen
106
Hüllrohrmaterialien wie Siliziumcarbid.
3.2.2.5 Radioactive Waste Management
Committee (RWMC)
3.2.2.4 Committee on Radiation Protection
and Public Health (CRPPH)
Das RWMC unterstützt die Mitgliedsstaaten bei
Das CRPPH hat den Auftrag, aktuelle Themen
Zentrum steht dabei die Entwicklung von Strate-
und Problemstellungen im Strahlenschutz zu be-
gien für die sichere Entsorgung hochaktiver lang-
arbeiten, deren Auswirkungen auf die Sicherheit
lebiger Abfälle. Das ENSI hat im Hauptkomitee, in
abzuschätzen und allenfalls geeignete Massnah-
der RWMC-Arbeitsgruppe Integration Group for
men zu empfehlen. Es fördert die Umsetzung wis-
the Safety Case of Radioactive Waste Repositories
senschaftlicher Erkenntnisse in Vorgaben für den
(IGSC) sowie im RWMC Regulators’ Forum und im
Strahlenschutz und verfolgt die Ausbildung. Es ist
Forum on Stakeholder Confidence Einsitz.
auch ein Forum für den Austausch von Informa-
Das Schwerpunktthema der IGSC im Berichtsjahr
tion und Erfahrungen zwischen den Aufsichtsbe-
war der Gastransport im Tiefenlager für radioaktive
hörden und international im Strahlenschutz täti-
Abfälle und dessen Berücksichtigung im Sicher-
gen Gremien wie ICRP (International Commission
heitsnachweis. Die mit der Entsorgung radioak-
on Radiological Protection), IAEA, WHO, ILO (In-
tiver Abfälle betrauten Institutionen verschiedener
ternational Labour Organisation), UNSCEAR (Uni-
Staaten stellten ihr Vorgehen für die Berechnung
ted Nations Scientific Committee on the Effects of
des Gastransports und dessen Berücksichtigung
Atomic Radiation) und IRPA (International Radiati-
bei der Lagerauslegung vor. Die Berechnungen
on Protection Association). Das CRPPH hat mehre-
können mit Erkenntnissen aus den Felslaborex-
re Ad-hoc-Experten- und Arbeitsgruppen zu den
perimenten im Mont Terri verglichen werden. Der
Themen berufliche Strahlenexposition, Umset-
Clay Club, eine Untergruppe der IGSC, beschäf-
zung von Empfehlungen der ICRP, Strahlenschutz
tigte sich unter anderem mit dem Thema «Tonge-
und öffentliche Gesundheit, Einbezug von Stake-
steine unter nano- und mikroskopischer Betrach-
holdern, neuester Stand der Technik sowie Not-
tung». Der Stofftransport in Tongesteinen hängt
fallschutz. Das ENSI ist im Komitee selbst sowie in
stark von der Dichte des Gesteins, der Porosität
dessen Working Party on Nuclear Emergency Mat-
und Architektur des Porenraumes, der Wasserche-
ters (WPNEM) vertreten und stellt den schweize-
mie sowie von der Sorptionsfähigkeit der Tonmi-
rischen Verantwortlichen für das Informationssys
nerale ab. Zum besseren Verständnis dieser Phä-
tem für berufliche Strahlenexposition (Informati-
nomene ist ein Einblick in den Nano-Skalenbe-
on System on Occupational Exposure ISOE), der im
reich notwendig. Ziel eines im Berichtsjahr durch-
Rahmen seines Mandats auch die schweizerischen
geführten internationalen Clay Club Workshops
Zahlenwerte für die weltweit benutzte ISOE-Da-
war es, den aktuellen Stand von Wissenschaft und
tenbank bereitstellt.
Technik auf diesem Gebiet aufzuzeigen. Die heute
Der Fokus der WPNEM-Arbeiten ist die Verbesse-
verfügbaren Techniken sind klassische röntgeno-
rung der Notfallschutzplanung und der Notfallor-
grafische, elektronenmikroskopische und spektro-
ganisation auf internationaler Ebene. Im Berichts-
skopische Methoden, mit denen eine Auflösung
jahr wurden unter anderem die Durchführung und
bis in den Mikro- und Nano-Bereich möglich ist.
Auswertung von sogenannten INEX-4-Übungen in
Das Forum on Stakeholder Confidence themati-
Mitgliederländern thematisiert. Österreich und die
siert die sozialen Aspekte der nuklearen Entsor-
Schweiz präsentierten die in den jeweiligen Län-
gung und den Dialog mit der Öffentlichkeit. Im
dern durchgeführten Übungen. Die Ziele der von
Jahr 2010 legte Schweden der Endlagerstandort
der WPNEM initiierten INEX-4-Übungen sind die
für hochradioaktive Abfälle fest. Zur Wahl standen
Überprüfung der Eignung der nationalen bzw. in-
die Gemeinden Oskarshamn und Östhammar. Die
ternationalen Vorkehrungen für die Bewältigung
für die nukleare Entsorgung in Schweden verant-
der Unfallfolgen («Consequence Management»)
wortliche SKB unterstützt Investitionen vor allem in
und die Rückkehr zur Normalität («Transition to
Infrastrukturprojekte und die Bildung in der Endla-
Recovery») sowie die Identifizierung von beispiel-
gerregion, die einen Mehrwert von ungefähr CHF
Fragen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im
300 Mio. generieren sollen. Drei Viertel dieser In-
❚ Notfallvorbereitung und Umgang mit einem
vestitionsbeiträge fliessen dabei in die Gemeinde,
Notfall in einer Anlage selbst (onsite) und dar
die das Tiefenlager nicht erhält – also Oskarshamn.
über hinaus (offsite);
Das hatten die Gemeinden Östhammar und Os-
❚ Forschungsbedarf, der sich im Zuge der neu-
karshamn so ausgemacht. Dieser Entscheid, der
en Erkenntnisse bei der Aufarbeitung des Un-
zu einem Vertrag zwischen SKB und den Standort-
falls von Fukushima ergeben wird. Dabei dürf-
gemeinden führte, erregte weltweites Aufsehen.
te es vor allem um die physikalischen Vorgänge
Der letztjährige Workshop des Forums on Stake-
beim Unfallverlauf und deren Modellierung mit
holder Confidence fand in einer Nachbargemein-
Rechenprogrammen gehen.
de von Östhammar statt und bot Gelegenheit, mit
den involvierten Personen von SKB und den beiden Standortgemeinden den damaligen Vertrag,
3.3 Behördenorganisationen
den Standortentscheid und die weiteren Schritte
zu diskutieren.
In beiden Gemeinden befinden sich bereits Kern-
3.3.1Western European Nuclear
Regulators' Association (WENRA)
anlagen (Kernkraftwerk Forsmark und Endlager
für schwach- und mittelradioaktive Abfälle bei
Die Leiter der nuklearen Aufsichtsbehörden West-
Östhammar, Kernkraftwerk Oskarshamn, ein Fels-
europas schlossen sich 1999 in der Western Eu-
labor sowie Zwischenlager für radioaktive Abfäl-
ropean Nuclear Regulators' Association (WENRA)
le bei Oskarshamn). In beiden Regionen sind auch
zusammen. Sie hatten damals das Ziel, einen ge-
kernenergiekritische Stimmen in die regionale Par-
meinsamen Standpunkt zur Sicherheit von Kern-
tizipation eingebunden. Auffallend ist, mit welch
anlagen zu erarbeiten und die nukleare Sicherheit
grossem Pragmatismus die schwedischen Gemein-
in den Staaten der EU-Beitrittskandidaten aus ih-
den die Situation angehen. Das schwedische Pro-
rer Warte zu beurteilen. Die Studien der WENRA
gramm ist gegenüber dem schweizerischen Sach-
flossen in einen Bericht der Europäischen Kom-
plan Geologische Tiefenlagerung um mehrere Jah-
mission und in Empfehlungen für die Beitrittsver-
re voraus.
handlungen ein. Heute zählt die WENRA 17 Mitglieder. Die Schweiz ist durch das ENSI vertreten
3.2.2.6 Komitee-übergreifende Aktivitäten
als Reaktion auf den Unfall von
Fukushima
und gehört zusammen mit Belgien, Deutschland,
Das CNRA und das CSNI veranstalteten gemein-
Gründerstaaten. Im Jahr 2003 stiessen mit Bulga
sam am 8. Juni 2011 ein Forum, auf dem die Er-
rien, Litauen, Rumänien, der Slowakei, Slowenien,
kenntnisse aus dem Unfall von Fukushima, die Ak-
Tschechien und Ungarn die Länder Mittel- und
tivitäten in einzelnen Ländern und das weitere
Osteuropas dazu, die selbst über Kernkraftwerke
Vorgehen im Rahmen der NEA diskutiert wurden.
verfügen. Europäische Nicht-Kernenergiestaaten
Das CNRA hat daraufhin eine spezielle Arbeits-
sowie Russland, Armenien und die Ukraine neh-
gruppe (Senior Task Group) eingerichtet, welche
men als Beobachter bei der WENRA teil.
Informationen zusammenführt und die Aktivitäten
Im Zentrum der Aufgaben der WENRA stehen
der NEA mit Bezug auf den Unfall von Fukushima
heute die Harmonisierung der Sicherheitsanforde-
koordiniert. Sie arbeitet mit den übrigen Komitees
rungen und die gemeinsame Antwort auf neue Fra-
eng zusammen, insbesondere mit dem CSNI und
gen, die sich im Zusammenhang mit der Sicherheit
dem CRPPH. Das CSNI und seine Arbeitsgruppen
und Aufsicht im Bereich Kernenergie stellen. Das
erarbeiteten im Laufe des Jahres 2011 die wich-
Resultat der Harmonisierungsbestrebungen sind
tigsten technischen Fragestellungen, welche im
technische und organisatorische Vorgaben – soge-
Rahmen der NEA-Aktivitäten zum Fukushima-Er-
nannte Safety Reference Levels (SRL) – die auf jede
eignis verfolgt werden sollen. Diese beziehen sich
Kernanlage anwendbar sind und die jedes Land in
auf folgende Themenbereiche:
sein Regelwerk übertragen kann. Die WENRA erar-
❚ externe und interne auslösende Ereignisse;
beitet Safety Reference Levels für die Bereiche Re-
❚ die Widerstandsfähigkeit von Kernanlagen ge-
aktorsicherheit, Stilllegung von Kernanlagen, La-
genüber auslösenden Ereignissen;
❚ individuelles und kollektives Verhalten von Per-
sonal unter extremen Einsatzbedingungen;
Finnland, Frankreich, Grossbritannien, Italien, den
Niederlanden, Spanien und Schweden zu den
gerung sowie Entsorgung radioaktiver Abfälle. Sie
rief zu diesem Zweck zwei Arbeitsgruppen, die Reactor Harmonisation Working Group (RHWG) und
107
Direktor des ENSI, wurde anlässlich der Herbstsitzung 2011 zum Chairman der WENRA gewählt. Er
löste in dieser Funktion Jukka Laaksonen, Direktor der finnischen Aufsichtsbehörde STUK, ab (Abbildung 4). Das ENSI stellt mit Stefan Theis zudem
den Vorsitzenden der WGWD.
3.3.2European Nuclear Safety Regulators
Group (ENSREG)
Die ENSREG wurde 2007 von der EU eingesetzt.
Die Aufgaben umfassen ähnliche Themen wie diejenigen der WENRA, nämlich die Harmonisierung
der Anforderungen an die nukleare Sicherheit, der
Anforderungen an die Lagerung abgebrannter
Brennelemente und an die Entsorgung radioaktiver Abfälle sowie der Vorgaben für die Finanzierung von Stilllegung und Entsorgung. In beiden Gremien nehmen zumeist die gleichen Behördenvertreter Einsitz. Die Schweiz hat als Nicht-EUMitglied in der ENSREG im Gegensatz zur WENRA
kein Mitspracherecht, sondern lediglich Beobach
terstatus.
Abbildung 4:
Jukka Laaksonen
(links), Direktor der
finnischen Strahlen
schutz- und Nuklear
sicherheitsbehörde
STUK, übergibt das Amt
des WENRA Chair an
ENSI-Direktor
Hans Wanner.
Quelle: WENRA.
108
Die Europäische Kommission hat nach der «Richtlidie Working Group on Waste and Decommissio-
nie 2009/71/Euratom des Rates vom 25. Juni 2009
ning (WGWD) ins Leben. Ihr Auftrag lautet, die
über einen Gemeinschaftsrahmen für die nukleare
unterschiedlichen Ansätze für die nukleare Sicher-
Sicherheit kerntechnischer Anlagen» auch eine
heit zu analysieren, mit den Sicherheitsstandards
für die Handhabung der abgebrannten Brennele-
der IAEA zu vergleichen und Lösungen vorzuschla-
mente und radioaktiven Abfälle erstellt. Es handelt
gen, wie Unterschiede bereinigt werden können,
sich um die «Richtlinie 2011/70/Euratom des Rates
ohne die Sicherheit zu schwächen. Die SRL sollen
vom 19. Juli 2011 über einen Gemeinschaftsrah-
den besten Stand der Praxis bezüglich Sicherheit
men für die verantwortungsvolle und sichere Ent-
reflektieren. 2010 konstituierte sich zudem eine
sorgung abgebrannter Brennelemente und radio-
neue Arbeitsgruppe, die WENRA Inspection Wor-
aktiver Abfälle». Die ENSREG hatte die Richtlinie
king Group, die sich mit der Inspektionsmethodik
entworfen. Sie orientiert sich an der Joint Conven-
in den Mitgliedsstaaten auseinandersetzt mit dem
tion – analog zur Richtlinie vom 25. Juni 2009, die
Ziel, «Good Practices» für eine spätere Harmoni-
sich an der CNS orientiert (siehe weiter oben) und
sierung auf europäischem Niveau zu identifizieren.
diese um zusätzliche Anforderungen ergänzt. Die
Die Umsetzung der SRL im Bereich Reaktorsicher-
EU-Staaten müssen der EU alle drei Jahre paral-
heit ist in den Mitgliedsstaaten sowohl auf Richt-
lel zu den Überprüfungszyklen der CNS bzw. der
linienebene wie auch beim Vollzug in den Kern-
Joint Convention über die Umsetzung der beiden
kraftwerken bereits weit fortgeschritten. Die in
Richtlinien Bericht erstatten. Am 28. und 29. Juni
der WENRA vertretenen Behördenorganisationen
2011 führte die ENSREG im Weiteren die erste Eu-
erstatten darüber periodisch Bericht, so auch im
ropean Nuclear Safety Conference durch.
Jahr 2011. Im Berichtsjahr veröffentlicht hat die
Hauptaktivität der ENSREG im Berichtsjahr war je-
WENRA im Weiteren die Resultate eines Länder-
doch die Entwicklung des EU-Stresstests. Erstmals
vergleichs über die Umsetzung der SRL für die La-
wurden in der Folge von Fukushima die Kernkraft-
gerung radioaktiver Abfälle und abgebrannter
werke in verschiedenen Staaten nach einem inter-
Brennelemente. Im Zentrum stand jedoch die Re-
national abgestimmten Vorgehen überprüft. Die
aktion auf den Unfall von Fukushima. Die WENRA
Überprüfung fokussierte auf die Sicherheitsreser-
hat sich massgeblich an der Entwicklung des EU-
ven der Kernkraftwerke bei auslegungsüberschrei-
Stresstests beteiligt (siehe unten). Hans Wanner,
tenden Störfällen, die durch extreme externe Er-
eignisse wie Erdbeben und Überflutung ausge-
Energiemixes bleiben. Eric Besson, französischer
löst werden. Weiter untersucht wurde die Reakti-
Industrie- und Energieminister, erklärte, der Weg
on der Kernkraftwerke auf den Verlust der Strom-
hin zur Dekarbonisierung der Wirtschaft sei un-
und Kühlwasserversorgung. Schliesslich wurde die
umkehrbar und jedes Land entscheide autonom
Wirksamkeit der Notfallschutzmassnahmen unter
über seinen Energiemix. Auch die weiteren Red-
die Lupe genommen, die nach dem Ausfall der Si-
ner stellten die Fortführung der Kernenergie und
cherheitssysteme und Barrieren zur Anwendung
allfällige Neubaupläne – z.B. 6000 MW nukleare
kommen.
Erzeugungskapazität in Polen, neue KKW in den
Das ENSI ordnete die Durchführung des EU-
Niederlanden – nicht in Frage, während Deutsch-
Stresstests auch für alle schweizerischen Kernkraft-
lands Reaktion auf Fukushima mehrheitlich kriti-
werke an und übermittelte fristgerecht per Ende
siert wurde. Die Schweiz hat beim ENEF wie bei
Jahr den Schweizer Länderbericht an die EU (zu
der ENSREG nur Beobachterstatus.
Details siehe den Aufsichtsbericht). Es beteiligt sich
auch an den Expertengruppen, die die verschiedenen Länderberichte überprüfen. Die Resultate
werden voraussichtlich Ende April 2012 von der
3.3.4EBRD-Fonds für die nukleare
Sicherheit in Osteuropa
ENSREG veröffentlicht. Mitte 2012 wird dazu ein
Bericht der Europäischen Kommission erwartet.
Die Schweiz ist Mitglied der Europäischen Bank für
Wiederaufbau und Entwicklung (EBRD) und unterstützt osteuropäische Staaten im Bereich der nuk
3.3.3European Nuclear Energy Forum
(ENEF)
learen Sicherheit. Das Staatssekretariat für Wirtschaft (SECO) vertritt die Schweiz bei den durch die
EBRD verwalteten Nuklearfonds zur Behandlung
Im Mai 2011 fand in Prag das 6. European Nucle-
radioaktiver Abfälle beim Kernkraftwerk Tscher-
ar Energy Forum statt. Das ENEF wurde Ende 2007
nobyl (Nuclear Safety Account) und zum Bau ei-
von der EU ins Leben gerufen und widmet sich den
ner neuen Schutzhülle um den zerstörten Block 4
Chancen und Risiken der Kernenergie, als Ergän-
von Tschernobyl (Chernobyl Shelter Funds). Bei
zung zur ENSREG (siehe oben) sowie zur Sustai-
der Finanzierung von Projekten über die Nuklear-
nable Nuclear Energy Technology Platform (For-
fonds treten oft komplexe Problemstellungen auf,
schung). Es besteht heute aus den drei Arbeits-
deren Lösung kerntechnische Kenntnisse voraus-
gruppen Risks, Opportunities und Transparency
setzt. Das ENSI stellt dem SECO seine diesbezüg-
sowie Unterarbeitsgruppen, z.B. zu den Themen
liche Fachkompetenz zur Verfügung.
Anlagensicherheit und Abfallmanagement. Jähr-
Vor rund einem Jahr hat die Schweiz entschie-
lich findet eine Plenarsitzung statt, abwechslungs-
den, die Beiträge an den Nuclear Safety Account
weise in Prag und Bratislava. Die Redner und Teil-
bzw. den Chernobyl Shelter Funds zu kürzen. Das
nehmer sind in der Regel hohe Regierungsbeam-
SECO war seit längerem unzufrieden mit der Mit-
te oder Industrievertreter. Aufgrund des Kernener-
telverwendung und stellte kritische Fragen an den
gie befürwortenden Charakters des Forums haben
EBRD-Geberkonferenzen, die zumeist unzurei-
sich die Nichtregierungsorganisationen, die am
chend beantwortet wurden. Das ENSI beriet das
Anfang noch mit dabei waren, vollständig zurück-
SECO in der Frage, auf welche der beiden Akti-
gezogen.
vitäten die Schweiz ihre Mittel im Falle einer Kür-
Der Unfall von Fukushima war ein zentrales Thema
zung konzentrieren soll: Neuer Sarkophag oder
der Plenarsitzung, die wie immer von den Premier-
Abfallmanagement. Das radiologische Risiko, das
ministern der beiden Gastgeberländer eingeleitet
vom durch den Unfall von 1986 zerstörten Re-
wurde. Tschechiens Premier Petr Necas zeigte sich
aktor 4 im Falle eines Sarkophag-Einsturzes aus-
erstaunt über die starke Reaktion Europas auf Fu-
geht, wird als ungleich grösser beurteilt als das-
kushima, die slowakische Premierministerin Iveta
jenige der bestrahlten Brennelemente und radio-
Radicova erklärte, die einzige Alternative zur
aktiven Abfälle, die ausserhalb des Sarkophags in
Kernenergie wäre die Kohle. EU-Energiekommis-
der Anlage zwischengelagert werden. In der Folge
sar Günther Oettinger sagte, die Importabhängig-
hat das SECO der EBRD den Austritt der Schweiz
keit der EU bezüglich Rohstoffe und Energie stei-
aus dem Nuclear Safety Account bekannt gegeben
ge in den nächsten 20 Jahren von 55 auf 75%.
und mitgeteilt, dass die Schweiz fortan nur noch
Die Kernenergie werde für viele Jahrzehnte Teil des
an den Chernobyl Shelter Fund beitragen wird.
109
3.4 Bilaterale Zusammenarbeit
in Kernanlagen und Strahlenschutzeinrichtungen
in beiden Ländern durch und nehmen als Beo-
Die bilaterale Zusammenarbeit mit den Nachbar-
bachter an Notfallübungen der anderen Partei teil.
staaten Deutschland und Frankreich dient dem
Diese bilaterale Zusammenarbeit wird von beiden
gegenseitigen Informationsaustausch über die Si-
Staaten als wertvoll und lehrreich gewürdigt.
cherheit von Kernanlagen und über die Aufsicht.
Im Zentrum der CFS-Hauptversammlung 2011
Eine besondere Bedeutung kommt dabei der
(Abbildung 5) stand der Austausch über die Er-
grenzüberschreitenden Abstimmung zum Schutz
kenntnisse aus dem Unfall in Fukushima. Ein wei-
der Bevölkerung bei einem Notfall zu. Dieser Punkt
terer Schwerpunkt war das Kernkraftwerk Fessen-
ist auch Thema der jährlichen Gespräche mit Ös-
heim, das nur gut 30 Kilometer nördlich von Basel
terreich.
am Rhein steht. Die drei Schweizer Grenzkantone Basel-Stadt, Baselland und Jura hatten um
zusätzliche Informationen zur Betriebsverlänge-
3.4.1Gemischte Kommission Frankreich
Schweiz für die nukleare Sicherheit
und den Strahlenschutz (CFS)
rung von Fessenheim über dreissig Jahre hinaus
gebeten. Ihr Begehren, Einsicht in wichtige Unterlagen zu Fessenheim zu erhalten, wurde von
ASN-Präsident Lacoste positiv aufgenommen. Die
Die Commission franco-suisse de sûreté nucléaire
französische und die schweizerische Delegation
et de radioprotection (CFS) wurde 1989 auf Basis
vereinbarten zudem eine Reihe von «inspections
einer Vereinbarung zwischen den Regierungen der
croisées» in Fessenheim, dem westlich von Genf
Schweiz und Frankreichs ins Leben gerufen. Die
liegenden französischen Kernkraftwerk Bugey
Mitglieder der Kommission sind auf französischer
und den schweizerischen Kernkraftwerken.
Seite Vertreter der Aufsichtsbehörde Autorité de
sûreté nucléaire ASN und auf schweizerischer Seite Vertreter des ENSI, des Bundesamts für Ener
gie BFE, des Bundesamts für Gesundheit BAG,
der Nationalen Alarmzentrale NAZ, des Eidg. DeAbbildung 5:
Die CFS an ihrem
Jahrestreffen 2011 in
Zürich unter Leitung
von André-Claude
Lacoste, Präsident ASN
(9. von rechts) und Hans
Wanner, Direktor ENSI
(7. von rechts).
Quelle: ENSI.
110
3.4.2Deutsch-Schweizerische Kommission
für die Sicherheit kerntechnischer
Einrichtungen (DSK)
partements für Auswärtige Angelegenheiten EDA
sowie ein Delegierter der Kantone. Für den Not-
Die DSK wurde 1982 mit einer Vereinbarung zwi-
fallschutz und für den Strahlenschutz im Bereich
schen den Regierungen der Schweiz und der Bun-
Medizin, Industrie und Forschung hat die CFS ge-
desrepublik Deutschland geschaffen. Die Kom-
meinsame Arbeitsgruppen. Zudem führen franzö-
mission setzt sich aus Vertretern schweizerischer
sische und schweizerische Fachleute regelmässig
und deutscher Bundesstellen, der Bundesländer
gemeinsame Inspektionen («inspections croisées»)
Baden-Württemberg und Bayern sowie des Kan-
tons Aargau zusammen. In vier Arbeitsgruppen
hima. Weitere nennenswerte Themen waren der
der DSK vertiefen Fachleute die bilaterale Zusam-
Stand des Sachplans geologische Tiefenlagerung
menarbeit, die von beiden Staaten als wichtig und
und das Ereignis im Kernkraftwerk Leibstadt von
wertvoll beurteilt wird. Ende Oktober 2011 führte
2010, das auf Stufe 2 der internationalen Störfall-
die DSK im norddeutschen Lübeck ihr 29. Jahres-
bewertungsskala für Kernanlagen INES eingeord-
treffen durch. Zentrale Themen der Tagung waren
net wurde (siehe dazu den ENSI-Aufsichtsbericht
der nukleare Unfall von Fukushima, der Informati-
2010).
onsaustausch über die Sicherheit der Kernanlagen
und den Strahlenschutz in beiden Ländern, die Koordination der Notfallschutz-Massnahmen in der
3.4.4Weitere bilaterale Zusammenarbeiten
Umgebung der grenznahen Anlagen und die Fortschritte bei der Entsorgung radioaktiver Abfälle.
Mit Italien schloss die Schweiz 1989 ebenfalls einen
Martina Palm vom deutschen Bundesministerium
Staatsvertrag ab, der wie die bilateralen Staatsver-
für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit
träge mit den anderen Nachbarländern primär die
(BMU) und Hans Wanner, Direktor des ENSI, lei-
gegenseitige Benachrichtigung bei nuklearen Er-
teten die Tagung gemeinsam.
eignissen regelt. In Ergänzung dazu wurde 2011
Die vier DSK-Arbeitsgruppen erhielten zusätzliche
eine Vereinbarung zwischen dem ENSI und dem
Mandate, die mit den Auswirkungen des Unfalls
Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca
von Fukushima im Zusammenhang stehen. Neues
Ambientale ISPRA abgeschlossen. Ziel dieser Ver-
Mandat für die Arbeitsgruppe 1 (Anlagensicher-
einbarung ist ein jährliches bilaterales Experten-
heit) ist «Konsequenzen aus Fukushima», für die
treffen ab dem Jahr 2012. Im Berichtsjahr hat das
Arbeitsgruppe 2 (Notfallschutz) «Überprüfung der
ENSI im Weiteren ein Zusammenarbeits-Überein-
grenzüberschreitenden Informations- und Alar-
kommen mit der finnischen Strahlenschutz- und
mierungswege im Rahmen der Übung SEISMO
Kernenergieaufsichtsbehörde STUK unterzeich-
2012», für die Arbeitsgruppe 3 (Strahlenschutz)
net, mit dem die Grundsätze des gegenseitigen In-
«Erkenntnisse und Massnahmen infolge Fukushi-
formationsaustauschs auf Behördenebene in allen
ma», und für die Arbeitsgruppe 4 (Entsorgung)
Bereichen der nuklearen Sicherheit geregelt wer-
«Entsorgung der Brennelemente aus kurzfristig
den.
stillgelegten KKW in Deutschland».
Zwischen der Schweiz und den USA bestehen bilaterale Verträge für die gegenseitige Unterstützung bei Fragen der Kernenergie-Sicherheit. Es
3.4.3Nuklearinformationsabkommen
Schweiz-Österreich
handelt sich um das Rahmenübereinkommen zwischen der amerikanischen Aufsichtsbehörde Nuclear Regulatory Commission (NRC) und dem ENSI
Der Schweizerische Bundesrat und die Regierung
für den Austausch von technischer Information
der Republik Österreich schlossen 1999 ein Ab-
und die Zusammenarbeit in Belangen der nuk
kommen über den frühzeitigen Austausch von
learen Sicherheit sowie das Umsetzungs-Über-
Information aus dem Bereich der nuklearen Si-
einkommen bezüglich Teilnahme am NRC-For-
cherheit und des Strahlenschutzes. Im Rahmen
schungsprogramm im Bereich schwerer Unfälle.
des 11. bilateralen Nuklearexperten-Treffens vom
Letzteres berechtigt das ENSI, den vom Sandia Na-
13. Mai 2011 in Bregenz orientierten sich die De-
tional Laboratory entwickelten MELCOR-Rechen-
legierten beider Staaten zu den Themen Rechts-
code für die Simulation von schweren Unfällen in
vorschriften und Behördenorganisation, Strahlen
Leichtwasserreaktoren zu nutzen (siehe auch Kap.
überwachung, Notfallplanung und Bewilligungs-
1.5.4 und Anhang A dieses Berichts). Am Rande
verfahren. Die Schweiz nahm mit Vertretern des
der jährlichen Regulatory Information Conference
EDA, des BFE, des ENSI und der NAZ teil. Da Ös-
der NRC im März 2011 fand ein bilaterales Kollo-
terreich über keine Kernkraftwerke verfügt, liegt
quium zum Thema Entsorgung radioaktiver Abfäl-
der Schwerpunkt der Information bei den Vor-
le statt. Das ENSI präsentierte den aktuellen Stand
gängen in der Schweiz. Auf besonderes Interes-
und die zukünftigen Herausforderungen des Ent-
se bei der österreichischen Delegation stiessen die
sorgungsprogramms in der Schweiz, die NRC den
Sistierung der Rahmenbewilligungsgesuche für
Stand des Bewilligungsverfahrens für das Abfallla-
neue Kernkraftwerke und die Verfügungen des
ger Yucca Mountain in Nevada.
ENSI im Nachgang des nuklearen Unfalls in Fukus-
Das ENSI empfängt im Weiteren regelmässig De-
111
112
legationen aus anderen Staaten, um die bilate-
japanischen Nuclear Safety Commission NSC so-
rale Diskussion über Nuklearsicherheitsfragen zu
wie eine Studentenklasse der Slowakischen Tech-
pflegen. Im Berichtsjahr besuchten unter anderem
nischen Universität das ENSI. Im Oktober fand
eine Delegation der rumänischen Kernenergie-
ein internationaler Kurs der ITC School of Under-
Aufsichtsbehörde CNCAN und der koreanischen
ground Waste Storage and Disposal beim ENSI
Kernenergieagentur KONEPA, eine Delegation der
statt.
4. Aktuelle Änderungen und
Entwicklungen in den Grundlagen
der nuklearen Aufsicht
Auch im Jahr 2011 führte das ENSI die mit dem In-
vorgeschlagene Lösung in Bezug auf die Sicherheit
krafttreten der neuen Kernenergiegesetzgebung
und Sicherung mindestens gleichwertig ist. Die
am 1. Februar 2005 begonnene Überarbeitung
bisherigen R-Richtlinien werden laufend durch so-
des Richtlinienwerks weiter. Der aktuelle Stand der
genannte A-, B- und G-Richtlinien ersetzt. A-Richt-
Umsetzung dieses Konzepts kann dem Anhang D
linien beziehen sich auf die Anlagebegutachtung
entnommen werden. Sämtliche gültigen Richtli-
und B-Richtlinien auf die Betriebsüberwachung.
nien finden sich auf der Website des ENSI. Im Be-
G-Richtlinien widmen sich generellen Themen, die
richtsjahr verabschiedete das ENSI drei neue Richt-
sowohl die Anlagebegutachtung als auch die Be-
linien und revidierte eine Richtlinie. Diese werden
triebsüberwachung betreffen.
nachfolgend kurz vorgestellt. Darüber hinaus hat
das ENSI Anhörungen zu weiteren Richtlinien bzw.
zu Revisionen von Richtlinien durchgeführt. Auf
Verordnungsstufe traten neue Unabhängigkeits-
4.2.1 ENSI-G01: Sicherheits
technische Klassierung für
bestehende Kernkraftwerke
bestimmungen für die Mitglieder des ENSI-Rats in
Kraft.
Auf der Grundlage von Anhang 4 Ziff. 3 der Kernenergieverordnung vom 10. Dezember 2004 (KEV;
4.1 Verordnung über das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat
SR 732.11), welche die Klassierungskriterien nur
pauschal umschreibt, wurde die Richtlinie ENSI-G01 im Januar 2011 verabschiedet. Sie regelt
die sicherheitstechnische Klassierung von mechanischen und elektrischen Ausrüstungen sowie von
Da das Bundesgesetz vom 22. Juni 2007 über das
Bauwerken von Kernkraftwerken, die über eine
Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (EN-
Betriebsbewilligung verfügen, die vor dem 1. Ja-
SIG; SR 732.2) strengere Anforderungen an die
nuar 2011 erteilt worden ist. Zudem werden die
Unabhängigkeit der Mitglieder des ENSI-Rats stell-
Anforderungen an Klassengrenzen, an die Unab-
te als die Bestimmung in der Verordnung vom 12.
hängigkeit und Trennung von Ausrüstungen so-
November 2008 über das Eidgenössische Nukle-
wie die Anforderungen an Komponentenlisten
arsicherheitsinspektorat (ENSIV; SR 732.21), hat
festgelegt. Nach der Richtlinie ENSI-G01 klassier-
der Bundesrat die entsprechende Verordnungsbe-
te Behälter und Rohrleitungen fallen in den Gel-
stimmung angepasst und per 1. November 2011
tungsbereich der Verordnung vom 9. Juni 2006
in Kraft gesetzt (vgl. Art. 4, Art. 4a und Art. 4b
über sicherheitstechnisch klassierte Behälter und
ENSIV).
Rohrleitungen in Kernanlagen (VBRK; SR 732.13).
Für die Planung, Herstellung und Montage von
4.2 Richtlinien
sicherheitstechnisch klassierten Behältern und
Rohrleitungen ist die Richtlinie ENSI-G11 massgebend. Die Richtlinie ENSI-G01 ersetzt die Klas-
In seiner Eigenschaft als Aufsichtsbehörde oder
sierungskriterien aus drei HSK-Richtlinien. Die Si-
gestützt auf einen Auftrag in einer Verordnung
cherheitsklassen für mechanische Ausrüstungen,
erlässt das ENSI Richtlinien. Richtlinien sind Voll-
die Unterscheidung zwischen 1E-klassierten und
zugshilfen, die rechtliche Anforderungen konkre-
0E-klassierten elektrischen Ausrüstungen sowie
tisieren und eine einheitliche Vollzugspraxis er-
die Erdbebenklassen waren bisher in der Richtli-
leichtern. Sie konkretisieren zudem den aktuellen
nie HSK-R-06 «Sicherheitstechnische Klassierung,
Stand von Wissenschaft und Technik. Im Einzelfall
Klassengrenzen und Bauvorschriften für Ausrüs
kann das ENSI Abweichungen zulassen, wenn die
tungen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserre-
113
aktoren» geregelt. Die Bauwerksklassen waren in
der Richtlinie HSK-R-04 «Aufsichtsverfahren beim
Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von Bau-
4.2.3 ENSI-B02: Periodische
Berichterstattung der Kern
anlagen
werken» definiert. Die Unterscheidung zwischen
sicherheitsbezogenen und nicht sicherheitsrele-
Diese Richtlinie wurde revidiert und im Juli 2011
vanten 0E-klassierten elektrischen Ausrüstungen
verabschiedet. In der geänderten Ziffer 4.7 wird
war in der Richtlinie HSK-R-30 «Aufsichtsverfah-
die mit der Richtlinie ENSI-B01 eingeführte Be-
ren beim Bau und Betrieb von Kernanlagen» fest-
richtspflicht über die Alterungsüberwachung auf-
gelegt. Da einzelne Regelungsinhalte aus den
genommen und deren Anforderungen genauer
Richtlinien HSK-R-04 und HSK-R-06 weiterhin an-
umschrieben. In der neuen Ziffer 8.5 Punkt b
wendbar sind, wurden sie im Jahr 2011 noch nicht
wurde lediglich die bereits bestehende Mittei-
ausser Kraft gesetzt.
lungspflicht des Bewilligungsinhabers über von
ihm analysierte Vorkommnisse in in- und aus-
4.2.2 ENSI-B01: Alterungsüberwachung
ländischen Kernanlagen, daraus gewonnene Erkenntnisse und abgeleitete Massnahmen für die
eigene Anlage festgehalten. Damit ist die nach
Gestützt auf Art. 35 Abs. 4 KEV verabschiedete das
Art. 2 Abs. 2 der Verordnung des UVEK über die
ENSI im Juli 2011 die Richtlinie ENSI-B01. Sie regelt
Methodik und die Randbedingungen zur Über-
die Anforderungen an die Alterungsüberwachung
prüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbe-
für den Betrieb von schweizerischen Kernanla-
triebnahme von Kernkraftwerken (SR 732.114.5)
gen für alle gemäss Richtlinie ENSI-G01 zu klassie-
bestehende Mitteilungspflicht abgedeckt.
renden Bauwerke sowie elektrischen und mechanischen Ausrüstungen. Für die Alterungsüberwachung sind die sicherheitsrelevanten Aspekte der
Werkstoffalterung von mechanischen und elekt
4.2.4 ENSI-B09: Ermittlung und
Aufzeichnung der Dosis
strahlenexponierter Personen
rischen Ausrüstungen sowie von Bauwerken zu
betrachten. Als neues Element wurde im Rahmen
Diese im Juli 2011 verabschiedete Richtlinie gilt
der periodischen Berichterstattung der Kernanla-
seit 1. Januar 2012. Sie beinhaltet Vorgaben und
gen eine Jahresübersicht zur Alterungsüberwa-
Informationen über die Erfassung und Ermittlung
chung eingeführt. Grenzwerte für bestimmte si-
der Strahlendosen von beruflich strahlenexpo-
cherheitsrelevante Alterungsmechanismen sind
nierten und der übrigen Personen im Aufsichtsbe-
in der Verordnung des Eidgenössischen Departe-
reich des ENSI sowie die Aufzeichnung der Strah-
ments für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommu-
lendosen. Ferner präzisiert die Richtlinie Art und
nikation vom 16. April 2008 über die Methodik
Umfang der Berichterstattung über Individualdo-
und die Randbedingungen zur Überprüfung der
sen sowie arbeitsspezifische Kollektivdosen und
Kriterien für die vorläufige Ausserbetriebnahme
legt die entsprechenden Formate für die elektro-
von Kernkraftwerken (SR 732.114.5) festgelegt.
nische Übermittlung fest. Sie ersetzt die Richtlinie
Die Richtlinie ENSI-B01 ersetzt die bisherige Richt-
HSK-R-12 «Erfassung und Meldung der Dosen des
linie HSK-R-51 «Alterungsüberwachung für me-
strahlenexponierten Personals der Kernanlagen
chanische und elektrische Ausrüstungen sowie
und des Paul Scherrer Instituts».
Bauwerke in Kernanlagen».
114
5. Strategie und Ausblick
Mit dem ENSI verfügt die Schweiz über eine funk-
ereignisse PLATEX Einsitz nehmen. In der ersten
tionell, institutionell und finanziell unabhängige
Phase der PLATEX-Arbeiten werden Hochwasser
Aufsichtsbehörde für den gesamten Kernenergie-
analysen im Vordergrund stehen.
bereich, welche die nukleare Sicherheit und die
Im November 2011 fand eine Überprüfung des
Sicherung abdeckt. Sie setzt damit die Vorgaben
ENSI durch ein in der Fachwelt angesehenes,
des Kernenergiegesetzes und des internationalen
24-köpfiges internationales Expertenteam der
Übereinkommens über die nukleare Sicherheit um.
IAEA statt. Ziel dieses sogenannten Internatio-
Das ENSI steht vor einer Reihe grosser Herausfor-
nal Regulatory Review Services (IRRS) ist es,
derungen. Hierzu gehören die Aufsicht über den
Verbesserungsmöglichkeiten zu identifizieren und
Langzeitbetrieb der bestehenden Kernkraftwerke,
die Arbeitsqualität der Aufsichtsbehörden welt-
die Vorbereitungen zur Stilllegung der Anlagen,
weit zu harmonisieren. Nachdem die IAEA-Über-
das Sachplanverfahren zur Standortsuche für geo-
prüfung der damaligen HSK im Jahr 1998 noch zu
logische Tiefenlager, die Überarbeitung des beste-
zahlreichen Empfehlungen geführt hat, schnitt das
henden Regelwerks sowie der Erhalt und weitere
ENSI bei der IRRS 2011 ausgezeichnet ab. Das Re-
Aufbau der Fachkompetenz. Dagegen wurden mit
sultat von 19 «Good Practices» und 13 «Recom-
der Sistierung der KKW-Neubauprojekte im März
mendations» bestätigt, dass das ENSI seine Auf-
2011 praktisch sämtliche Aktivitäten des ENSI in
sichtstätigkeit auf sehr hohem Niveau durch-
diesem Bereich beendet.
führt. Es zeigt aber auch, dass es in den Details
Der schwere Reaktorunfall im japanischen Fukus-
und vor allem auch im übergeordneten Regelwerk,
hima bestimmte die Arbeiten des ENSI im Jahr
welches allerdings ausserhalb der Kompetenz des
2011 ganz massgeblich. Die Analyse des Unfalls,
ENSI liegt, noch Verbesserungspotenziale gibt. Das
die einhergehende Neu-Überprüfung der Schwei-
ENSI hat – auch im Hinblick auf die Folgemission
zer Kernkraftwerke, die Ableitung geeigneter
der IAEA zur Kontrolle der Fortschritte – unmittel-
(Nachrüst-)Massnahmen zur Erhöhung der Sicher-
bar nach Abschluss der Überprüfung mit der Um-
heit, die Mitarbeit in nationalen und internationa-
setzung der Empfehlungen begonnen.
len Gremien, die Beteiligung am EU-Stresstest und
Die vom ENSI unterstützte Forschung wurde im
die laufend erfolgte Information der Öffentlichkeit
Jahr 2011 um drei Projekte ausgeweitet. Das un-
sind nur einige Beispiele, die in diesem Zusammen-
terstreicht die gestiegene Bedeutung der For-
hang zu nennen sind. Wesentliche Lehren aus dem
schung für die Erstellung des Regelwerks, den
Ereignis betreffen insbesondere die Beherrschung
Kompetenzerhalt und die internationale Vernet-
extremer Naturereignisse, aber auch das Notfall-
zung. Das ENSI hat zugleich der praktischen An-
management sowie die Aufsichts- und Sicherheits-
wendbarkeit der Forschungsergebnisse in der Auf-
kultur. Anlässlich der ausserordentlichen Konfe-
sicht eine hohe Priorität gegeben und wird dies
renz zur Convention on Nuclear Safety im August
auch in Zukunft tun.
2012 setzt sich das ENSI für mehr Verbindlichkeit
Der Langzeitbetrieb der Kernkraftwerke wird
und Transparenz im Bereich der nuklearen Sicher-
auch international ein immer wichtigeres Thema
heit ein. Auf der ENSI-Webseite findet sich im Dos-
und hat in der Schweiz mit dem Kernenergie-Aus-
sier «Fukushima» eine umfangreiche Dokumen-
stiegsbeschluss nochmals an Bedeutung gewon-
tation zum Thema. Die Aufarbeitung des Unfalls
nen. Die regulatorische Sicherheitsforschung um-
wird das ENSI noch auf Jahre hinaus beschäftigen.
fasst seit einigen Jahren verschiedene Projekte zu
Im Zusammenhang mit den Untersuchungen des
Alterungsmechanismen, Werkstoffprüfung sowie
ENSI zu Fukushima hat sich gezeigt, dass eine in-
Sicherheits- und Zuverlässigkeitsanalysen. Das na-
tensivere Zusammenarbeit auf Bundesebene im
tionale Paul Scherrer Institut (PSI), das bei fast allen
Bereich der Gefährdungsanalysen für extreme
Projekten beteiligt ist, ist dabei ein wichtiger – auch
Naturereignisse sinnvoll ist. Gemeinsam mit dem
international sehr angesehener – Forschungspart-
Bundesamt für Umwelt (BAFU), dem Bundesamt
ner des ENSI in diesem Bereich. Ab 2012 beteiligt
für Energie (BFE) und der MeteoSchweiz wird das
sich das ENSI zusätzlich am internationalen OECD-
ENSI in der neu gegründeten Plattform Extrem-
Projekt CADAK (Cable Ageing Data And Know-
115
116
ledge), in welchem eine Datenbank zu Alterungs-
im Nah- und Fernfeld eines geologischen Tiefen-
schäden an Kabeln aufgebaut wird.
lagers und die Auswirkungen der erhöhten Tem-
Wie probabilistische Sicherheitsanalysen zeigen,
peratur auf Felsgesteine im Vordergrund. Um die
kommt dem Thema Erdbebengefährdung bei
langfristige Erosion im Alpenvorland mit Hinblick
der Beurteilung der Sicherheit von Kernanlagen
auf die geologische Tiefenlagerung besser beurtei-
eine besondere Bedeutung zu. Das ENSI unter-
len zu können, plant das ENSI ein verstärktes En-
stützt daher ein Forschungsprojekt zu Starkbeben
gagement bei der Datierung quartärer Sedimente.
in Zusammenarbeit mit dem Schweizerischen Erd-
Die Forschung im Bereich der Entsorgung wird vo-
bebendienst SED. Zusammen mit den bereits ge-
raussichtlich auch in den kommenden Jahren noch
starteten Projekten OECD SMART und IAEA KA-
weiter verstärkt werden, da mit Fortschreiten des
RISMA und dem Schwerpunkt Erdbeben im Pro-
Sachplanverfahrens die Bedeutung einer unabhän-
jekt HRA erhält die Thematik einen angemessenen
gigen Expertise durch das ENSI immer grösser wird.
Stellenwert in der regulatorischen Sicherheits-
Durch die Mitwirkung in internationalen For-
forschung.
schungskonsortien und die in Kapitel 3 beschrie-
Ein weiterer thematischer Schwerpunkt sind tradi-
benen Mitgliedschaften und Abkommen ist die
tionell die Sicherheitsanalysen, mit denen ver-
internationale Vernetzung des ENSI hervorra-
schiedene Forschungsarbeiten im Zusammenhang
gend. Das ENSI beteiligt sich aktiv an den Arbeiten
stehen. Genannt seien hier zum Beispiel die PSI-
verschiedener Gremien der IAEA und der OECD.
Projekte STARS, MELCOR und PASSPORT, in wel-
Der bilaterale Austausch mit den Nachbarländern
chen die numerische Modellierung von Störfällen
Deutschland, Frankreich, Österreich und Italien
methodisch verbessert werden soll. Die Zusam-
wird im Rahmen regelmässiger Treffen gepflegt.
menarbeit im Projekt STARS liefert dem ENSI unter
Ferner ist das ENSI in diversen Hochschulgremien,
anderem wertvolle Grundlagen für die Durchfüh-
internationalen Behördenorganisationen, Fachver-
rung eigener thermohydraulischer Analysen. Im
bänden und Normenorganisationen vertreten und
Projekt MELCOR wurden von den PSI-Fachleuten
vertritt die Schweiz bei der Erarbeitung und der
wesentliche Fortschritte bei der Modellierung der
Umsetzung internationaler Übereinkommen, wie
Hüllrohr-Oxidation nicht gekühlter Brennelemente
beispielsweise der Convention on Nuclear Safety.
erzielt. PASSPORT beschäftigt sich mit der Kopp-
Die Überarbeitung des ENSI-Richtlinienwerks
lung verschiedener Modelle und Computercodes.
wurde im Jahre 2011 weitergeführt. Dabei flos-
Generell plant das ENSI, die bewährte Zusammen-
sen auch Erkenntnisse aus der Forschung in ENSI-
arbeit mit dem PSI im Bereich der Sicherheitsanaly-
Richtlinien ein. Ferner wurden weitere technische
sen längerfristig fortzusetzen.
und organisatorische Vorgaben – die sogenannten
Die Entsorgung der radioaktiven Abfälle ist
Safety Reference Levels (SRL) der Western Europe-
ebenfalls ein zentrales Thema in der vom ENSI un-
an Nuclear Regulators‘ Association (WENRA) – ins
terstützten Forschung. Parallel zur laufenden zwei-
schweizerische Regelwerk übertragen. Mittlerwei-
ten Etappe des Sachplanverfahrens werden in ins-
le deckt dieses rund 80 % der SRL ab.
gesamt neun Projekten sicherheitstechnisch wich-
Zusammengefasst liefern die Resultate der regu-
tige Fragen behandelt. Die erfolgreiche Zusam-
latorischen Sicherheitsforschung, der internatio-
menarbeit im Mont-Terri-Projekt, insbesondere mit
nale Erfahrungsaustausch und die Erkenntnisse
der ETH Zürich, wird weiter fortgesetzt. Neben der
aus Vorkommnissen in ausländischen Kernanlagen
Felsmechanik stehen in Zukunft auch stärker Mo-
einen wichtigen Beitrag, um die bisherigen und die
dellrechnungen zu hydromechanischen Prozessen
neuen Aufgaben optimal wahrnehmen zu können.
Anhang A:
Jahresberichte der Forschungsprojekte
Inhalt
OECD Halden Reactor Project
119
Project IFA-638– TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys
127
KORA-II – Environmentally-Assisted Cracking in Austenitic LWR Structural Materials
137
NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors
147
PISA – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis
157
Bruchmechanik – Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter Mehrlagenschweissnähten
165
Expertengruppe Starkbeben
173
Human Reliability Analysis
183
STARS – Safety Research in relation to Transient Analysis of the Reactors in Switzerland
193
PASSPORT – Methodology for the analysis of safety system performance in relation to
coupled plant system and containment processes
211
LINX – Thin liquid film dynamics in a condensing and re-evaporating environment
219
Code Assessment Program for MELCOR1.8.6
229
ARTIST II – Aerosol Trapping in the Steam Generator
237
MSWI – Melt-Structure-Water Interactions During Postulated Severe Accidents in LWRs
245
Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung
255
Zusammenarbeit in der praktischen Strahlenschutzforschung
263
RC Experiment Rock Mass Characterization
271
Climate Modelling of the Weichselian Glacial Period
277
117
OECD Halden Reactor Project
Author und Co-author(s)
W. Wiesenack, Ø. Berg
Institution
Institutt for energiteknikk, OECD Halden Reactor Project
Address
P.O.Box 173, NO-1751 Halden, Norway
Tel., E-mail, Internet address
+47 (0)69 21 22 00, www.ife.no/hrp
Duration of project 2009 to 2011
ABSTRACT
tested to obtain data on stress corrosion crack-
The OECD Halden Reactor Project is an under-
ing and stress relaxation of reactor materials
taking of national organisations in 19 coun-
for plant lifetime assessments.
tries sponsoring a programme that provides
The research in the Man-Technology-Organ-
key information for safety assessments and li-
isation area comprises empirical studies of
censing as well as for the reliable operation of
the interaction between the reactor opera-
nuclear power stations. The programme is us-
tors and process control systems. It also com-
ing the Halden reactor, the Kjeller hot labora-
prises innovative work on Human System In-
tory, the Halden Man-Machine Laboratory and
terface design and Control Room design. 3D
the Halden Virtual Reality Centre for experi-
visualisation technologies by means of Virtu-
mental work.
al and Augmented Reality are being devel-
The activities in the Fuels & Materials area pro-
oped. During 2011, the international empiri-
vide fundamental knowledge on the proper-
cal validation of various HRA methods contin-
ties and behaviour of nuclear fuels and mate-
ued by studying LOFW scenarios and perform-
rials under long-term use in reactors as well as
ing studies at a US training facility. Work con-
during transients. In 2011, twelve in-core tests
tinued regarding the development and test-
were executed, a majority of them in loop sys-
ing of improved methods and techniques for
tems simulating the thermo-hydraulic condi-
plant state monitoring, fault diagnosis and
tions of LWRs. The tests encompassed various
plant performance optimization. Software
types of fuels and materials with zero to high
systems dependability addressed issues re-lat-
burnup or neutron fluence. The LOCA test se-
ed to modernisation of digital I&C systems, re-
ries continued with an experiment using a pre-
quirements engineering, risk assessment, and
irradiated BWR fuel rod. In-core materials were
error propagation.
119
Project goals
fuel as well as cladding and in-core materials with
various fluence levels. Many of the experiments
The Halden Reactor Projects research programme
are carried out using pre-irradiated test specimens
is defined as framework for 2009–2011 [1] and in
of fuels and materials taken from commercial re-
the detailed plan for 2011 [2].
actors and re-instrumented at Institute of ener-
The main goals of the R&D work in the fuels and
gy technology’s Kjeller hot laboratory. This pro-
materials area are to provide data on:
vides the necessary realistic starting point for ex-
❚ fuel properties needed for design and licensing
periments where fuel temperature, rod pressure,
of high burnup reactor fuel
❚ fuel response to transients, in particular on phe-
dimensional stability, corrosion and crack growth
are being measured under representative thermal-
nomena occurring during loss-of-coolant acci-
hydraulic and water chemistry conditions.
dents
An integral fuel performance test with Gd-doped
❚ cladding creep, corrosion and hydriding to de-
fuel is nearing completion after nearly seven years
termine mechanisms and operational conditions
of irradiation. The experiment contains six rods
that affect cladding performance, e.g. water
with three rod pairs of UO2, 2 wt% and 8 wt% Gd-
chemistry issues
doped fuel. The instrumentation allows studying
❚ stress corrosion cracking of reactor materials
fuel thermal behaviour, fuel dimensional chang-
at representative stress conditions and water
es, fission gas release and general thermal per-
chemistry environments for plant lifetime as-
formance. Unlike the UO2 rods, the Gd-rods have
sessments
shown no densification, while swelling rates are
The main goals of the R&D work in the MTO area
similar for both types of fuel. The rig was moved to
are to:
a higher flux position in the core to increase pow-
❚ provide knowledge on how and why accidents
er at end of life.
occur, with the aim to prevent them from hap-
Another integral fuel performance test, but more
pening
short term and using pre-irradiated fuel (VVER-
❚ establish empirical knowledge about human po-
440, 55 MWd/kgU) was conducted with step-
tentials and limitations as operators in a control
wise power increments to study the onset and ki-
room setting based on experiments carried out
netics of fission gas release (FGR). FGR onset was
in HAMMLAB and the VR Centre
observed at around 900 °C and 1 % release at
❚ develop advanced information and support sys-
1090 °C. This finding agrees with earlier data from
tems for use in plant optimization, operation
similar experiments.
and maintenance
Athermal creep of UO2 and MOX fuels under irra-
❚ develop methods and tools to improve the de-
pendability of software based systems
diation is a function of applied stress and fission
rate. A dedicated fuel creep experiment aims at
generating data for improved modelling of fuel pe-
Work carried out and results
obtained
riphery behaviour during PCMI. The test comprises standard UO2 fuel and commercially produced
Cr-doped pellets. When fuel densification was finished, axial stresses of 30, 45 and 60 MPa were ap-
The results from the OECD Halden Reactor Proj-
plied at fuel temperatures of 400, 600 and 800 °C.
ect’s research programme are in detail reported to
Preliminary results suggest that the creep rate of
the members in two annual status reports [3, 4].
Cr-doped fuel is comparable to that of standard
Important activities are summarised below.
fuel. The dependence on temperature is weak, and
the stress exponent is close to but less than 1.
Fuels and Materials Research
A fission gas release test containing standard UO2
The Halden Reactor was in planned operation ac-
fuel, Cr-doped fuel and BeO-doped is continuing.
cumulating about 190 full power days in 2011.
The six rods have been operated at heat rates of
Twelve experiments were active at various times as
30–35 kW/m and fuel temperatures in the range
part of the joint research programme of the Hal-
1200–1300 °C. The BeO – doped, which is expect-
den Reactor Project. The experiments comprised
ed to have higher thermal conductivity than UO2
studies of UO2 fuel, additive and gadolinia doped
fuel, shows in fact the lowest temperatures.
120
A LOCA test with BWR fuel (IFA-650.12) was con-
samples and a tensile specimen prepared from
ducted in May. The fuel, provided by KKL (Swit-
the CW 316 TiSS are being irradiated to a higher
zerland), had been irradiated in the Leibstadt BWR
dose (~4 dpa).
to a burn-up of 72 MWd/kgU. The experimental
Thirty tensile specimens are included in the matrix
conditions were similar to those of previous LOCA
of a longterm creep and stress relaxation study.
tests, but the aim this time was to interrupt the
Twelve of the specimens are instrumented and
temperature transient in the ballooning phase by
prepared from Alloy 718, CW 316 SS, CW316
a scram action before clad failure, when the rod
Nlot, CW316LN and SA 304L SS. The uninstru-
pressure had decreased to around 50 % of its max-
mented specimen matrix comprises 6 Alloy 718, 6
imum hot pressure. The experiment was prepared
CW 316 SS and 6 SA 304 SS samples. The spec-
with considerable support by PSI which provid-
imens are being irradiated at temperatures rang-
ed design calculations and pre-calculations of the
ing from 290 to 390 °C. For the CW 316 SS spec-
transient. As predicted, significant creep deforma-
imens, irradiation creep and stress relaxation data
tion and ballooning occurred above 730–740 °C.
have been found to be consistent. The SA 304L
50 % pressure reduction was achieved at a tem-
and the CW 316LN (low SFE) samples show more
perature of about 800 °C. The rod was sound
creep/stress relaxation resistance than the CW 316
when the scram was taken, but failed 5–10 s later
SS. The aged Alloy 718 specimens exhibit signifi-
due to stresses induced by the cooling. The rod is
cantly higher stress relaxation than the CW 316
scheduled for post irradiation examination at the
SS specimens. By the middle of 2011, doses of
IFE hot laboratory.
1.2–1.6 dpa had been accumulated by the speci-
The main objective of the PWR cladding corro-
mens. The test is scheduled to continue to a dose
sion and hydriding study is to evaluate the per-
of 2 dpa.
formance of modern Zircaloy materials in aggres-
TEM/FEG STEM characterisation of the micro-
sive conditions exceeding those currently allowed
structure and microchemistry of as-irradiated 24
in operating PWRs. The effects of elevated pH,
dpa 304 SS and samples of 20 dpa 304 SS with
high power rating and significant subcooled boil-
three different post irradiation annealing treat-
ing on the performance of the materials is stud-
ments has been performed at VTT in Finland. The
ied to ascertain if sufficient margin is available
PIA treated materials had fewer fine precipitates,
for further increases in these parameters for fu-
and the grain boundary analyses revealed that the
ture PWR operation. The test contains six rods,
PIA treatments reduced radiation induced segre-
each made of four segments. The average heat
gation.
rate is 33–43 kW/m leading to a mass evapora-
RPV wall materials and austenitic stainless steels
tion rate of 3000–5000 kg/m2h. The loop system
in the form of small punch and tensile speci-
is being operated with 10 ppm Li, 1580 B (pH300
mens were prepared for loading and irradiation
7.4) and 2–3 ppm H2. The first interim inspec-
at 270 °C to fluences of 0.4 and 1 × 1020 n/cm2.
tion of the rods was performed in June 2011 af-
The objectives are to compare the effect of dose
ter 159 full power days of irradiation. The thick-
rate on RPV material properties and to study the
ness of the oxide layers on the segments was in
degradation of the austenitic stainless steel prop-
the range 5–10 μm.
erties. The study is being performed in collabora-
The integrated time to failure test is being contin-
tion with VUJE.
ued with 18 specimens, 9 in high flux and 9 in low
flux positions. Two loads, about 80 and 100 % of
yield stress, are applied to the samples which are
also subjected to 20 % load cycling once a day.
Man-Technology-Organisation (MTO)
Research
For future PWR crack growth studies, participants
have provided the Project with two heats of un-
The MTO research carried out at the Halden Proj-
irradiated CW 316 SS, a CW 316 TiSS and a so-
ect is based on the Halden Man-Machine Labora-
lution annealed (SA) 304 SS reference material.
tory (HAMMLAB), a world-wide reference facili-
The materials, in the form of CTs, tensile speci-
ty for human factor studies and advice on control
mens and sheet samples, were irradiated in Hal-
room engineering. It provides the basis for studies
den in dry conditions to ~2 dpa. Two CTs, 2 sheet
on the performance of control room operators in
121
complex and automated environments. Hammlab
nalized in this reporting period and comprises
is complemented by the Virtual Reality Laboratory,
analysis and comparisons based on the LOFW
a facility for rapid, interactive, high quality design
scenarios, ref. HWR-951. The LOFW part of the
of control rooms. Tools to assist in verification and
study found similar results as the SGTR part for
validation of such designs as well as tools for main-
many issues and many methods, such as the
tenance training have been developed.
importance of a good qualitative analysis and
Highlights of the work in the MTO area performed
the importance of including a cognitive part in
in 2011 are given below.
the analysis of crews’ operation with emergency operating procedures. These results strength-
Human Performance
ened the findings from the first part of the
Past accidents and incidents have underscored the
study. The HFEs in the LOFW scenarios were de-
influence of human performance on the safety
fined differently from the HFEs in the SGTR sce-
of nuclear power plants. In upgrades of existing
narios. This gave insights into the modelling of
plants or in advanced reactors, the quality and re-
dependency in dealing with sequential human
liability of human performance in operation is ex-
actions. The empirical data showed that, for the
pected to remain significant for the safe opera-
HFEs defined in these scenarios, modelling com-
tion of NPPs. Licensing of new designs will require
plete dependency between the HFEs was not
improved efforts in analysing the new work envi-
appropriate. In practical terms this means that
ronments and work organisation and their influ-
if the crews failed the first HFE, one could not
ence on safety. Human performance is therefore
assume that they would more probably fail the
a key area of research. The programme empha-
subsequent HFE.
sises empirical research, with special focus on ex-
❚ A follow-up study has been performed at a
periments in HAMMLAB. There is a strong focus
U.S. nuclear power plant. The aim was partly
on direct co-operation with active groups in the
the same as in the HAMMLAB study, to identify
member organisations within this field of research.
strengths and weaknesses of HRA methods. The
Main results:
study was run by the U.S. NRC, with the Halden
❚ HRA has been one of the focus areas. An in-
Project as a supporting organisation. The advan-
ternational collaborative study is being per-
tage for the Halden Project was to obtain prac-
formed where the outcomes from applying HRA
tice in how to perform an applied study at a nu-
methods are compared to empirical data from
clear power plant training simulator. The U.S.
HAMMLAB. The study utilizes data collected
study confirmed some of the findings from the
in HAMMLAB including 14 crews running four
HAMMLAB study. Crew variability in the opera-
main scenarios: Two variants of SGTR (Steam
tion of the difficult scenarios was observed in the
Generator Tube Rupture), and two variants of
training simulator, as in HAMMLAB. The nature
LOFW (Loss of Feedwater). Participants from sev-
of these scenarios was slightly different from a
eral member organisations in ten countries, in-
standard training scenario, giving the instruc-
cluding industry, regulators and research organ-
tors and the crews new insights into plant oper-
isations, formed thirteen HRA teams analysing
ation of challenging scenarios. The main bene-
the scenarios. The U.S. NRC has put substantial
fits for the plant of this study were especially to
resources into the assessment group. The same
obtain insights into concrete scenario and pro-
is true for PSI from Switzerland, supported by
cedure issues.
the Swiss regulatory body ENSI.
❚ The first phase of the study, concluded in 2008
122
Operational Culture
and the results are reported in HWR-844. This
Culture may vary across nations and organisations
report is also issued by the U.S. NRC as NUREG/
that operate nuclear plants. This could limit the
IA-0216. Phase two of the work (2008 – 2009)
generalizability of human-machine research con-
consisted of analysis of the HAMMLAB data for
ducted in HAMMLAB and other simulator facili-
the rest of the HFEs (Human Failure Events) in
ties. We have therefore investigated cross-cultur-
the SGTR scenarios, reviewing the HRA analy-
al generalizability to find out whether nuclear na-
ses for these scenarios, and comparing the out-
tions and organisations share a common culture,
comes, ref. HWR-915. Phase three has been fi-
or have unique cultures.
According to Geert Hofstede ref. HWR-956, cul-
Human System Interface work
tural differences manifest themselves in four gen-
The Project member organisations are very inter-
eral ways, namely through values; rituals; heroes;
ested in research related to Human System Inter-
and symbols. Symbols are words and objects car-
faces (HSIs) and in particular the innovative as-
rying particular meanings to those who share the
pects going beyond traditional P&ID-based pre-
culture, but these can easily change and/or be re-
sentation. Modernisation of nuclear power plant
placed, as well as copied by other cultures. Heroes
control rooms is taking place in many countries,
are persons who possess highly prized character-
moving from panel-based control rooms into hy-
istics in a particular culture, and serve as models.
brid solutions. Utilising the full capabilities of com-
Rituals are collective activities, technically super-
puterised solutions and at the same time maintain-
fluous in reaching desired ends, but socially im-
ing the human factors aspects are prioritised. Im-
portant and carried out for their own sake. These
proved information presentation will contribute to
three manifestations are visible to the outside ob-
safer and more efficient operation by supporting
server, but their cultural meanings are invisible and
operators in process understanding and creating
lie in the way they are interpreted by the insiders.
enhanced situation awareness.
Values are the core of a culture and are feelings
The main objective is to develop, test and evaluate
with a positive or negative prefix, and explain the
an HSI concept addressing the near-term needs of
tendencies to prefer certain states of affair to oth-
the industry to support on-going and planned con-
ers. Values are learned implicitly and cannot read-
trol room modernisation projects, and the main re-
ily be discussed, nor observed directly by outsiders.
sults achieved are:
Hofstede has developed instruments for assess-
❚ Two reports have been issued on large screen
ment of national and organisational culture. We
overview displays. «Large screen displays – a
used his measurement scales to profile culture
usability study of three different designs», ref.
among Swedish, Korean and US control room op-
HWR-1025, and «An empirical qualitative study
erators. The results are shown in the figure below.
of Information Rich Design (IRD) BWR HAM-
These profiles show that six plant organisations
MLAB Large Screen Display», ref. HWR-1023.
from different national cultures are surprisingly
❚ A requirement for control rooms in the nucle-
similar. This could be early evidence of an indus-
ar domain is to perform substantial verification
trial culture, which is promising with respect to
and validation of its capabilities to support hu-
the cross-cultural generalizability of simulator re-
man performance. The evaluations performed
search. It is important to be aware, however, that
towards the end of the design process focus on
culture is not the only obstacle to generalization
acceptance testing, and the testing of the fi-
across operator populations. Nuclear nations and
nal design solution is often referred to as Hu-
plant organisations may, for example, maintain
man Factors Integrated System Validation (ISV).
different operator competencies, training philos-
The main purpose of ISV is to investigate wheth-
ophies, regulation policies, rules and work prac-
er new control room designs keep human per-
tices.
formance within acceptable limits, and thereby
120
120
Line
LinePlot
Plotof
ofNational
NationalCulture
Cultureper
perPlant
PlantOrganisation
Organisation
4.0
4.0
3.8
3.8
100
100
3.6
3.6
8080
3.4
3.4
6060
3.2
3.2
3.0
3.0
4040
2.8
2.8
2020
2.6
2.6
00
2.4
2.4
-20
-20
2.2
2.2
-40
-40
-60
-60
-80
-80
Line
LinePlot
Plotof
ofOrganisational
OrganisationalCulture
Cultureper
perPlant
PlantOrganisation
Organisation
PDI
PDI
IDV
IDV
MAS
MAS
UAI
UAI
LTO
LTO
KR1
KR1
KR2
KR2
SE1
SE1
SE2
SE2
SE3
SE3
US1
US1
2.0
2.0
1.8
1.8
1.6
1.6
1.4
1.4
P1
P1
P2
P2
P3
P3
P4
P4
P5
P5
P6
P6
KR1
KR1
KR2
KR2
SE1
SE1
SE2
SE2
SE3
SE3
US1
US1
PDI, IDV, MAS, UIA, LTO, P1, P2, P3, P4, P5 and P6 are dimensions of national and organisational culture (see Hofstede).
KR= Korea, SE= Sweden, US= United States of America. The numbers after KR, SE or US refer to anonymous plants.
123
support safe operation. ISV concentrates on the
has been issued, ref. HWR-979, and a report
functionality of the control room as a whole,
on maintenance planning support, «A Study of
i.e., the human performance resulting from the
Outage Planning under Complex Radio-logical
integrated functioning of the control room ele-
Conditions using Halden Planner», ref. HWR-
ments, such as e.g. the human machine inter-
982. A revised version of the Halden Planner
face, the operating procedures, the role defini-
software has been developed to support ALARA
tions and work organisation, the I&C functional-
optimisation and reporting.
ity, training and experience, etc. A report (HWR-
❚ A survey of 3D engines and 3D formats avail-
986) has been issued entitled «Human factors
able on the target platforms (currently Android
ISV – lessons learned from NPP modernisation
and iOS) has been carried out with the purpose
projects».
to support maintenance activities.
The Project also aims to act as a demonstration
❚ A user study of interaction techniques for 3D
bed for innovative solutions, assisting utilities, au-
user interfaces has been made which provides
thorities and vendors in their design and evalua-
lessons learned about various input devices and
tion processes related to future human system in-
interaction techniques for immersive VR sys-
terface designs:
tems, ref. HWR-983. Improvements have been
❚ The results have been described in HWR-936:
made to the software tool for developing VR-
«Innovative HSI concepts, rationale and design
solutions».
❚ Initial roles and potential usefulness of multi-
touch interfaces for Outage Control Centers
(OCCs) have been explored using multi-touch
table-top technologies.
based training simulations.
❚ A study on stakeholder communication in a de-
commissioning process has been produced, ref.
HWR-1000.
❚ Methods for radionuclide characterisation sup-
port have been described in «Characterization
Implemented in a Virtual Environment», ref.
Visualization interface technology work
HWR-999. The initial HRP radiation calculator
The Visual Interface Technologies division develops
codes have been reviewed and documented in-
the software infrastructure used to support experi-
cluding design of an improved radiation calcu-
ments in HAMMLAB. It also conducts research on
lator.
topics related to planning, supporting and training field operators, and other applications of vi-
On-line monitoring technologies
sualisation technologies in the plant lifecycle. This
A number of computerised system and applica-
comprises software designed to support the edit-
tions have been developed through the years at
ing and management of simulated work scenarios
the Project to benefit safety and economy in op-
in 3D environments, e.g. collaborative training re-
erations and maintenance (O&M). Their potential
lated to safety of work operations. During 2011,
and advantages have, however, not yet been ful-
the following specific results have been achieved:
ly realized in the nuclear field as they have in oth-
❚ Implementation challenges related to incorpo-
er domains. Model-based Condition Monitoring
rating multi-touch support into HSIs has been
(MBCM) techniques include among others physi-
addressed in HWR-984: «Strategies for imple-
cal modelling techniques (TEMPO), empirical mod-
menting multi-touch HSIs».
elling techniques (PEANO, Aladdin), and knowl-
❚ A paper describing the results of the prototyp-
edge-based modelling techniques. The need to re-
ing work done to demonstrate the potential ad-
duce O&M costs and increase productivity, while
vantages of incorporating semantic information
maintaining adequate safety, is one of the main
into HSIs to facilitate design and implementa-
drivers behind most current and future plant mod-
tion.
ernisation projects. A renewed focus on business,
❚ A new and improved research test bed to inves-
technical and licensing acceptance issues of these
tigate the potential of computer-supported eval-
technologies is the unifying theme of the activities
uation of control rooms has been developed.
summarised here:
❚ On radiation visualisation, «A Comparative Study
❚ Model-Based Condition Monitoring has focused
of Radiation Visualisation Techniques for Interac-
on obtaining improved models for condensers.
tive 3D Software Applications (follow-up study)»
A TEMPO – Workshop on new condenser mod-
124
ule from Laappeenranta University of Technolo-
❚ A conceptual model of traceability has been re-
gy (LUT), Finland, held June 2011 in Halden, has
fined. The conceptual model is published as a
been a valuable contribution.
part of the HWR-1002 which also includes an
❚ A
Multilevel Flow Model (MFM) for the second-
assessment of security and safety techniques for
ary side of Loviisa-2 VVER nuclear power plant
risk identification and requirements elicitation of
has been finalised and can be used to perform
software systems.
fault diagnosis analysis. This gives the possibility
❚ A new failure modelling technique called failure
to identify one or more root causes for abnormal
sequence diagrams (FSD) was proposed. The re-
residual detected by TEMPO.
sults of the work have been published through
❚ C
ondition-Based Maintenance Support has fo-
a conference paper.
cused on development of a diagnostic model,
❚ Assessment of error propagation and Common
using an empirical approach, which provides re-
Cause Failures (CCF) has lead to an initial con-
liable calculations of the erosion state of valves
ceptual model of a technique for describing de-
based on collected measurements of physical
pendencies in the system in terms of system
parameters. A prognostic model, which makes
components, functionality and interactions. A
use of a statistical method based on the gamma
paper was presented at EHPG-2011 on «Mod-
process, to accurately estimating the remaining
elling Dependencies of Digital I&C Designs for
useful life of the choke. The model is analytical
and implemented in the Mimìr software.
CCF Analysis».
❚ The activity on assessment of advanced control
❚ A
report on formal structuring of procedures has
systems has been reported in HWR-1004 enti-
been made and implementation of the drafted stan-
tled «Patterns for Handling Safety Critical Adap-
dard building blocks has been completed and inte-
tive Software».
grated into the COPMA-III system, ref. HWR-992.
❚ A
n overview paper describing the HRP activi-
ties on Cable Ageing Assessment and Condition
National Cooperation
Monitoring in the period 2003–2011 has been
prepared and was presented at EHPG Meeting in
The Fuels & Materials programme is supported by
Sandefjord, 2–7 October, 2011.
LOCA calculations performed at PSI; in particular
regarding the specification of the conditions of
Software system dependability
the LOCA tests using segments from the Leibstadt
The research programme on software systems de-
NPP. The test executed in 2011 and the next one
pendability contributes to the introduction of digi-
planned for execution in 2012 makes use of Leib-
tal instrumentation and control (I&C) systems into
stadt fuel (70 MWd/kgU). PSI is also making active
nuclear power plants. Focus is on 4 topics impor-
use of other Halden reactor experiments, e.g., the
tant both to design and production of digital I&C
rod overpressure/clad lift-off test. The value of the
as well as safety assurance and licensing issues.
Halden Project’s results is also enhanced through
These topics are: modernisation of digital I&C, in-
post irradiation examinations carried out at PSI on
tegrating requirements engineering and risk as-
inert matrix fuel and on material from the com-
sessment, assessment of error propagation and
pleted corrosion test IFA-638.
Common Cause Failures, and assessment of ad-
An OECD HRP/NEA summer school on Plant Aging
vanced control systems. Summary of activities:
was arranged in Halden 28th August – 1st Septem-
❚ O
n modernisation of Digital I&C, the difference
ber 2011 with Swiss participation.
between modernisation and development has
In order to make the results from the experiments
been defined and guidance for the use of several
in HAMMLAB more useful for HRA practitioners,
HRP requirements engineering means have been
the Halden Project has established close contact
formulated in HWR-1001. A modernisation pro-
with HRA specialists in the member organisations
cess has been developed.
in the planning of activities in HAMMLAB. In Swit-
❚ A
process model for developing support for doc-
zerland close contact is established with PSI and
umentation of standards has been designed and
ENSI in these matters. Dr. Vinh Dang, PSI, is also
a template for the use of the IEC-61513 stan-
taking part in the NEA work group, WGRISK, on
dard has been constructed.
HRA information exchange where also the Halden
125
Project is participating, and this further enhances
the cooperation with PSI in this area.
Assessment 2011 and
Perspectives for 2012
The Project has developed the new cable diagnostic tool called LIRA which now has been com-
The activities in 2011 of the Halden Project pro-
mercialised through the company Wirescan. Cable
gressed mostly according to schedules. Several
measurements have been performed with LIRA at
workshops and seminars were arranged to guide
Leibstadt NPP. The objective of this test was to es-
the current program and to help shaping future
timate the current condition of safety related low
activities.
power cables, all of them located inside the reac-
The experiments in the Halden reactor have pro-
tor containment, to verify the usability and per-
vided valuable data on the behaviour of reactor
formance of LIRA as a condition monitor tool for
fuel and materials during both normal operat-
assessing the cable condition at NPPs. A seminar
ing conditions and transients which are used to
was held at Leibstadt on March 31st 2011 discuss-
improve and validate safety analysis codes. The
ing cable aging assessment in NPPs using LIRA.
experiments in HAMMLAB have provided useful
This seminar gathered many experts from all the
data for HRA modelling and to technical bases for
Swiss Utilities.
human factors guidelines for design and evaluation of control room solutions and human-system
interfaces. Methods and systems developed for
plant surveillance and optimisation have been taken into use in NPPs in member countries.
The OECD Halden Reactor Project is a joint under-
The joint programme of the OECD Halden Reac-
taking of national organisations in 19 countries
tor Project is agreed upon for three years. 2011 is
sponsoring a jointly financed research programme
the last year of the current 3-year period 2009–
under the auspices of the OECD Nuclear Energy
2011 in accordance with the 2009–2011 frame-
Agency. The international members of the Halden
work programme [1] and the annual programme
Project participate actively in formulating, priori-
for 2011 as approved by the Halden Programme
tising and following up the research programmes.
Group [2]. The programme for 2012 has been de-
This ensures that the work is focused on tasks with
fined [5]. CEA (France) and ENEA (Italy) entered
direct safety relevance. In the execution of the
as new Associated Parties to the Project in 2011.
programme, the Halden Project maintains close
This means that there are currently 19 member
contacts with its member organisations in these
countries and the Project continues to look for
countries and with NEA and its relevant working
new members to join. The discussion on the con-
groups. A technical steering committee, the Hal-
tinuation of the Halden Reactor Project in the pe-
den Programme Group, with members from the
riod 2012–2014 is progressing well and according
participating organisations, approves the annual
to schedule.
research programme and oversees the progress
of the work.
The Enlarged Halden Programme Group Meeting
References
(EHPG) was held in Sandefjord 2nd–7th October
2011 with several participants from Switzerland.
The previous EHPG meeting took place at Storefjell, Norway,
14th–19th
March 2010. This is a good
opportunity for exchanging information with the
[1]Halden Reactor Project Programme Proposal
2009 – 2011, HP-1233.
2011, HP-1310.
international community on key research topics
[3]Status Report January – June 2011, HP-1333
within the Fuel & Materials and the MTO.
[4]Status Report July – December 2011, HP-1342
(to be issued in 2012).
2012, HP-1334.
126
Project IFA-638– TEM
Examinations of Metal-oxide
interface of Zirconium alloys
C. Proff and S. Abolhassani
Institution
Paul Scherrer Institut
Address
Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland
Tel., E-mail, Internet addressSousan Abolhassani, + 41 56 310 2191, [email protected], www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/
Duration of Project End 2010 to End 2012
ABSTRACT
that two types of precipitates are present in
The objective of this project is to examine the
the alloys studied, depending on the Fe con-
metal-oxide interface of a number of mod-
tent of the material. In the case of alloys show-
ern zirconium based claddings, irradiated in
ing a better resistance to oxidation, the Fe con-
Halden reactor up to high burn-ups, in order
taining precipitate is absent or its frequency is
to compare the oxidation behaviour of these
statistically low. It has been observed that the
materials. The aim is to correlate the micro-
Fe containing precipitate undergoes a certain
structure of each cladding material to its com-
amorphization, where as the other type of pre-
position in view of better understanding the
cipitate, a -Nb type, does not show this be-
role of alloy composition and microstructure
haviour. All precipitates show certain dissolu-
on its oxidation behaviour. Four different sam-
tion under irradiation; this behaviour is inten-
ples have been examined this year, from three
sified in the oxide.
different alloy types. The results have shown
127
Project goals
of the metal-oxide interface and the microstructure of the oxide is available till present. This proj-
The objective of this project is to examine the met-
ect attempts to fill this gap, in order to under-
al-oxide interface region and the microstruc-
stand the effect of irradiation on the materials be-
ture on both sides of the interface by transmis-
haviour and to contribute to the understanding of
sion electron microscopy (TEM), on different mod-
the mechanism of oxidation under irradiation. To
ern commercial zirconium alloys irradiated under
do so, it would have been necessary to study ar-
identical conditions in the IFA 638 campaign in the
chive materials in parallel, for comparison; how-
OECD Halden reactor project [1]. The characterisa-
ever, in the absence of such archive materials, the
tion of these claddings will be performed in agree-
data available on the microstructure from previ-
ment with the previous studies on irradiated zirco-
ous studies has been considered as reference [4–
nium alloys [2, 3]. The main goal of this study is to
6]. Whenever possible, the fresh and pre-irradiat-
contribute to the understanding of the oxidation
ed materials will be compared to see the evolu-
behaviour of these alloys under PWR conditions.
tion of the microstructure as a function of burn-
The TEM samples have been prepared by a dual
up/fluence.
beam focused ion beam (FIB).
Introduction
Experimental
In the framework of the IFA 638 started by Halden
Sample delivery and preliminary
preparation
reactor project, a number of modern commercial
As Zircaloy-4 and certain other materials have
zirconium claddings have been irradiated to high
been studied in our previous projects [2, 3], they
burn-up under PWR water chemistry, fluence and
were no more selected in the present project, also
thermal hydraulic conditions. The aim of the IFA-
due to the limitation by the number of samples,
638 campaign has been to study the corrosion and
planned to be studied in this project, the choice
hydriding behaviour of the alloys.
of segments has been made based on the inter-
The project ended in 2007 after 13 reactor cycles
ests of the scientific community. The samples se-
of irradiation and the materials were finally extract-
lected for this project and their details after char-
ed and characterized by nondestructive and de-
acterisation by destructive examination performed
structive testing [1,7]. Three types of samples were
in Kjeller [7] are presented in (Table 1). For each
used for the IFA-638 project; i -coupons, ii -fueled
material a 5 mm long ring was prepared and de-
cladding segments without prior irradiation and
fueled at Kjeller. The work at PSI commenced with
iii -fueled cladding segments previously irradiated
measurement of the dose rate of each single sam-
in a nuclear power plant. The details of this proj-
ple and optical inspection. All samples with a dose
ect have been reported annually by Halden reactor
rate below 4 mSv/h (in contact), were prepared in
project in a series of reports [7]. In the framework
the shielded fume hood (Table 1). The two sam-
of a project financed by ENSI, PSI and Halden start-
ples with higher dose rates have to be prepared
ed a collaboration to examine by transmission elec-
in a shielded cell; this part of the project is fore-
tron microscopy (TEM) the microstructure of the
seen for 2012.
metal-oxide interface and the oxide of a number of
Prior to FIB sample preparation, the ring samples
fueled segments selected from both pre-irradiated
were first decontaminated by ultrasonic cleaning,
fueled claddings and fueled claddings without pri-
a thin ring (<1 mm) was cut from the 5 mm clad-
or irradiation (referred to in this study as pre-irradi-
ding ring, a segment of approximately 45° was
ated and fresh). In these TEM studies, the coupons
prepared and this segment was polished and
were not examined as it was considered that the
mounted on SEM holders for TEM sample prepa-
other two families are more representative of the
ration (dose rate below 10 µSv/h).
oxidation in reactor conditions.
Although the microstructure of these commercial
FIB-TEM sample preparation
alloys has been studied in the metal, after irradia-
A Zeiss NVision 40 workstation FIB (equipped with
tion in the past [4-6], to our knowledge, no study
both electron and ion beams) with an EDS system
128
M5 (preirradiated)
M5
(fresh)
E 635
(fresh)
ZIRLO
(fresh)
ZIRLO (pre-
irradiated)
Alloy A
(fresh)
Burn-up
MWd/KgU
76.5
44.0
44.0
53.4
78.5
53.4
dose rate in contact
mSv/h
3.5
0.8
0.8
1.3
90.0
45.0
mean oxide thickness
IFE [7]/µm
33 *
14 *
36
28
62
33
6–16 *
2–5 *
31–34
25–30
–
–
–
–
0–4 0–10 –
–
Sample
oxide thickness on prepared ring segments/µm
thickness of CRUD on
prepared ring segment/
µm
2
Table 1: Overview
of irradiations and
oxidation data of the
samples and-the dose
rates for received
cladding rings.
* The Absence of CRUD could indicate a certain spalling of the oxide as observed by metallography. Grey part planned
for 2012
Projekt IFA-638 TEM examinations
by Oxford instruments and a Kleindiek microma-
TEM observations
nipulator was used. The segment of each material
A JEOL2010 equipped with a LaB6 cathode and
EDS system DATA
by Oxford
Instruments
was used.
was
investigated
in the instrument
to observe the
TABLE
1: OVERVIEW
OF IRRADIATIONS
ANDan
OXIDATION
OF THE
SAMPLES
ANDinvestigations were focused on the geometry
condition
of the
oxide and
regions
suitable The
THE DOSE
RATES
FORidentify
RECEIVED
CLADDING
RINGS.
for preparation of the transverse
samples. The
M5 (preM5FIBSample
TEM sample preparation followed
the procedure
irradiated)
(fresh)
ofEthe
the(precomposition
635metal-oxide
ZIRLOinterface,
ZIRLO
Alloyand
A
microstructure
of precipitates
in the metal (fresh)
and the
(fresh)
(fresh)
irradiated)
describedBurn-up
in [8].
76.5during the
44.0
The irradiated material deformed
thin-
oxide, the oxide microstructure and when possi53.4
53.4are
ble44.0
the presence
of hydrides. 78.5
The EDS analyses
ning due to internal stresses, therefore the width
dose rate in contact
3.5 had to 0.8
of the electron-transparent window
be re-
performed in particular on precipitates in the met-
stricted to approximately 6 µm; the frame strucmean oxide thickness
33 *
14 *
ture shown in Figure 1 was intended
to stabilize
IFE [7] / øm
the thinned region.
oxide thickness on
In the
case of ring
M5 fresh
a thin
6-16 *spalling,2-5
*
prepared
seg- with oxide
oxide layer
of about
ments
/ øm 4–5 µm was present. In this
are based on semi-quantitative analyses.
36
28
62
MWd/KgU
mSv/h
0.8 and oxide-side
1.3
al-side
of the 90.0
interface, the 45.0
results
Results
31-34
25-30
-
33
-
case
it was possible
thickness
of CRUDtoonuse the top-view geometry for prepared
sample preparation,
not shown
in Figure
- 1.
ring
segment
In general
it was/ øm
concluded, that more than one
M5 pre-irradiated
TEM sample will be needed for the full analysis of
terface is zigzagged at a submicron level. This has
each planned
material.
for 2012
been observed previously for Nb containing zirco-
*
Figure
the metal-oxide- interface geome0-4 2 shows
0-10
try of this material. As it can be observed, the in-
The Absence of CRUD could indicate a certain spalling of the oxide as observed by metallography. Grey part
Figure 1: Sketch of TEM
sample geometry,
a: electron transparent
region, b: frame in
top view and c: frame
in front view and (d)
prepared final sample
(M5 fresh).
Figure 1: Sketch of TEM sample geometry, a: electron transparent region, b: frame in top view and
final sample (M5 fresh).
129
c: frame
in front
and (d) prepared
ENSI
Erfahrungsundview
Forschungsbericht
2011
Figure 2:
TEM Dark field contrast
of the metal-oxide
interface on
pre-irradiated M5.
a
b
a
b
7
Figure 2: TEM Dark field contrast micrographs of the metal-oxide interface on pre-irradiated M5.
Figure 2: TEM Dark field contrast micrographs of the metal-oxide interface on pre-irradiated M5.
Figure 3:
TEM Bright field contrast (a) of a precipitate band in the metal
(b) precipitate in the
oxide of pre-irradiated
M5. INSET in (a) shows
Dark Field contrast micrograph of precipitate
in box (a) at higher
magnification together with diffraction
pattern.
Figure 3: TEM Bright field contrast (a) of a precipitate band in the metal (b) precipitate in the oxide
of pre-irradiated M5. INSET in (a) shows Dark Field contrast micrograph of precipitate in box (a) at
higheralloys
magnification
together
with diffraction
nium
as reported
by Abolhassani
et al. pattern.
[3], gen content of the precipitates in the oxide was
which was not observed for the alloys of the Zir-
5–10 at.% lower than that in the surrounding ma-
caloy group. In the metal adjacent to the interface
trix. This did not indicate metallic precipitates. The
the
hydrides
areBright
oriented
in circumferential
exact
speciation
expected
cannot be
given,
not
Figure
3: TEM
fieldmostly
contrast
(a) of a precipitate
band
in the metal
(b) precipitate
in the
oxide
of pre-irradiated
M5. INSET in (a) shows Dark Fieldknowing
contrast the
micrograph
of precipitate
in box
(a) at
direction
(Figure 2).
exact composition
of the
precipitates
higher magnification together with diffraction pattern.
The precipitates in the metal are aligned in rows before irradiation, after incorporation into the oxand no sign of amorphization could be found in
ide and the amount of Nb in dissolution together
their diffraction patterns (Figure 3 a). The precip-
with the extent of contribution of the surround-
itates observed in the oxide showed small cracks
ing matrix oxide to the EDS signal. The compar-
on the side facing the outer surface (Figure 3b). It
ison with the fresh M5 will be very useful in this
is worth mentioning that it was difficult to identi-
respect.
fy precipitates in the oxide.
EDS analysis of the precipitate composition in the
M5 fresh
metal showed a Nb/Zr ratio of 1.2. Doriot et al.
In the case of fresh M5 the metal-oxide interface
identified the precipitates in un-irradiated M5 as
is again zigzagged (see Figure 4) and hydride lens-
-Nb (80–85 wt.%Nb) [4]. The obtained Nb/Zr ra-
es are observed in the metal part of the interface
tio in this study deviates clearly from the one ex-
(Figure 4b). The hydrides are mostly oriented in cir-
pected for -Nb precipitates and is similar to what
cumferential orientation, some radial hydrides can
Doriot et al. observed after several irradiation cy-
also be observed. A series of features are present,
cles. The higher Zr content in the measured re-
they do not follow the general orientation of the
gion could be due to dissolution of precipitates to
hydrides in the metal grains (Figure 4b).
the matrix and re-precipitation in form of needle-
The precipitates in fresh M5 are mostly spherical;
shaped precipitates as reported in [4].
some exhibit an elongated shape (Figure 5). The
The precipitates observed in the oxide of this ma-
EDS analysis of the precipitates in fresh M5 has
terial exhibited even lower Nb/Zr ratios. The oxy-
given Nb/Zr ratios of up to 4.2, which is close to
130
the expected value for un-irradiated -Nb precip-
did not show this amorphization ring. We could
itates. The precipitates in the oxide exhibit low-
conclude that at least a partial amorphization of
er oxygen contents than the surrounding matrix
the precipitates has taken place.
(10–20 at.%), indicating a delayed oxidation of
The EDS analysis of the precipitates in the met-
the precipitates. The crescent shaped crack of the
al shows for the majority a composition of ap-
precipitates at the metal-oxide interface (Figure
proximately Zr 40 %, Nb 40 %, Fe 20 %. Again
5b) and in the oxide (Figure 5c) indicates such de-
making reference to the literature, it has been ob-
layed oxidation behavior previously observed in
served, that the precipitate types in E635 with an
unirradiated binary Zr-Nb alloys [9].
alloy composition close to the studied material,
E635 fresh
Zr(Fe,Nb)2 [5].
Figure 6 shows a dark field contrast of the metal-
This observation implies that certain Fe depletion
oxide interface of E635 with some hydrides visible.
takes place in these precipitates. Shishov et al. [5]
The metal-oxide interface of this material is undu-
had also observed such iron depletion of the pre-
lated and a precipitate can be observed in the ox-
cipitates in the metal and mentioned amorphisa-
Projekt IFA-638
TEM examinations
ide approximately
170 nm away from the interface
tion of the precipitates. The observation of amor-
(Figure 6 marked with P).The analysis of the dif-
phous precipitates in the oxide has been also re-
fraction patterns of the precipitates shows a ring
ported for this precipitate type for autoclave oxi-
indicating a certain amorphization of the precipi-
dation by Kim et al.[10]. Precipitates in the oxide,
tate
a (Figure 7).
b
The
diffraction
pattern
of
the
matrix
adjacent
to
as presented in Figure 7, show considerably low-
two types of precipitates are present, -Nb and
8
8
the precipitate both in the metal and in the oxide
a
er oxygen contents than the surrounding oxide
(20–30 at.%), indicating clearly a delayed oxida-
b
Figure 4: TEM Dark (a) and Bright (b) field contrast micrograph of metal-oxide interface of fresh M5.
The bright field contrast micrograph shows the hydrides in the metal side of the interface, also observable on the dark field contrast in inset
Figure 4: TEM Dark (a) and Bright (b) field contrast micrograph of metal-oxide interface of fresh M5.
The bright field contrast micrograph shows the hydrides in the metal side of the interface, also observable on the dark field contrast in inset
Figure 4: TEM Dark (a)
and Bright (b) field
contrast of metaloxide interface of fresh
M5. The bright field
contrast micrograph
shows the hydrides
in the metal side of
the interface, also
observable on the dark
field contrast in inset.
Figure 5: TEM Bright field
contrast of precipitates in
the metal (a), at the metaloxide interface (b) and in
the oxide (c) of fresh M5.
The electron diffraction
patterns of precipitate (P)
and the matrix beside (M)
with no signs of an amorphization ring are shown
for all three categories. The
inset in (a) shows the precipitate used for the presented electron diffraction
pattern in (a). Precipitates
in contact with oxide show
a crescent-shaped crack
towards the outer surface.
Figure 5: TEM Bright field contrast of precipitates in the metal (a), at the metal-oxide interface (b) and
in the oxide (c) of fresh M5. The electron diffraction patterns of precipitate (P) and the matrix beside
(M)
no signs
an amorphization
ENSI with
Erfahrungsund of
Forschungsbericht
2011 ring are shown for all three categories. The inset in (a) shows131
the precipitate used for the presented electron diffraction pattern in (a). Precipitates in contact with
oxide show a crescent-shaped crack towards the outer surface.
tion of the precipitates. At more than 1 µm dis-
observed in this material (see also Sabol et al. [6]),
tance from the metal-oxide interface the precipi-
the majority of the precipitates are of -Nb type,
tates were found to be fully oxidised and the Fe
this type of precipitates remains crystalline in the
and Nb levels were much lower than close to the
metal and in the oxide (Figure 9a and b). The sec-
metal-oxide interface or in the metal, although no
ond type contains Fe beside Nb and Zr, this precip-
redistribution of the alloying element content to
itate type is found amorphous in metal and in the
the surrounding could be shown with EDS mea-
oxide. One such precipitate observed in the oxide
surements.
is presented in Figure 9c. The diffraction pattern
of the oxide adjacent to this precipitate does not
ZIRLO fresh
show this ring. It could be concluded that at least
Figure 8 shows a dark field contrast of the metal-
a partial amorphization of the precipitate has tak-
oxide interface of ZIRLO with some hydrides visi-
en place.
ble in the metal. The metal-oxide interface of this
The Nb to Zr ratio of the -Nb type precipitates as
material is undulated. Two types of precipitates are
obtained by EDS point analyses
varied,
the highest
Projekt
IFA-638
TEM examinations
Figure 6:
TEM Dark field contrast of metal-oxide
interface of E635 with
interface marked by
arrow-heads, hydrides
in the metal can be
observed, precipitate
in the oxide is marked
with P.
Figure 6: TEM Dark field contrast of metal-oxide interface of E635 with interface marked by arrowheads, hydrides in the metal can be observed, precipitate in the oxide is marked with P.
Figure 7:
TEM Bright field contrast of precipitates in
the metal (a), at the
metal-oxide interface
(b) and in the oxide (c)
of fresh E635 together
with their corresponding diffraction patterns
(P) and the matrix
around (M). Diffraction
patterns (P) of precipitates show an amorphization ring and the
dif-fraction pattern of
the matrix beside (M)
no such ring.
9
Figure 6: TEM Dark field contrast of metal-oxide interface of E635 with interface marked by arrowheads, hydrides in the metal can be observed, precipitate in the oxide is marked with P.
Figure 7: TEM Bright field contrast of precipitates in the metal (a), at the metal-oxide interface (b) and
in the oxide (c) of fresh E635 together with their corresponding diffraction patterns (P) and the matrix
132
around (M). Diffraction patterns (P) of precipitates show an amorphization ring and the diffraction
pattern of the matrix beside (M) no such ring.
9
10
Figure 8:
TEM Dark field contrast
of the metal-oxide
interface of ZIRLO.
igure 8: TEM Dark field contrast of the metal-oxide interface of ZIRLO.
igure 8: TEM Dark field contrast of the metal-oxide interface of ZIRLO.
Figure 9:
TEM micrographs of
precipitates in the oxide
of ZIRLO. (a) shows
a precipitate at the
metal-oxide interface
and (b) a precipitate in
the oxide both with a
crescent-shaped crack
and (c) an amorphous
precipitate as shown by
the corresponding diffraction pattern.
Figure 9: TEM micrographs of precipitates in the oxide of ZIRLO. (a) shows a precipitate at the metaloxide interface and (b) a precipitate in the oxide both with a crescent-shaped crack and (c) an amorphous precipitate as shown by the corresponding diffraction pattern.
ratio was found for a precipitate in the oxide with materials namely fresh M5, fresh alloy E635 and
a ratio of Nb/Zr of ca. 4.5, which corresponds to fresh ZIRLO together with the pre-irradiated M5
Figure 9: TEM micrographs of precipitates in the oxide of ZIRLO. (a) shows a precipitate at the metaltheir
composition
before
provide
information
about
these
maoxide
interface and
(b) airradiation.
precipitateThose
in theprecipoxide both
with ainteresting
crescent-shaped
crack and
(c) an
amorphous
precipitateFeasasshown
byNb
theare
corresponding
pattern. their oxidation behaviour under
itates
containing
well as
most prob- diffraction
terials regarding
ably very similar to the precipitates reported by
irradiation.
Sabol et al. with a formula of Zr0.5Nb0.3Fe0.2 [6].
The oxidation behavior of the fresh alloys (which
Assuming a similar composition for these precipi-
have been loaded into the reactor without any pri-
tates prior to irradiation, we could conclude that
or irradiation) shows that the M5 has clearly a bet-
a considerable depletion of Fe has occurred as the
ter oxidation resistance in comparison to the two
measured concentration ratios are in the range of
other alloys. However, the oxide layer in the case
6:6:1 for Zr, Nb and Fe respectively. It is worth not-
of M5 spalls readily. This aspect of M5 behaviour
ing that both precipitate types exhibit lower alloy-
has to be considered for future examinations of
ing element concentrations in the oxide, in com-
this material. Not taking this aspect into account,
parison with that measured in the metal.
the composition of the alloys is to be considered
in order to examine their differences. Two main
Intermediate Discussion and
Conclusions
differences in the alloying element content of the
above alloys can come into the discussion. The Fe
content and the Sn content of these three alloys
are different. The amount of Nb of all alloys is ba-
This study contributes to the large amount of
sically in the range of 1.0 wt%, with E635 having
data already available on the IFA-638 campaign.
1.1 wt.%, therefore at this stage we consider that
At this stage, the results studied on the three
Nb contents are at least comparable. In the case
133
of Fe content, ZIRLO has twice the amount of Fe
The comparison of the Pre-irradiated M5 with
of M5 and alloy E635 has 6 times the Fe content
fresh M5, confirms that the effect of irradiation
of M5. The Sn content of M5 is negligible, and can
on the dissolution increases as a function of flu-
be considered as impurity, where as the amount of
ence, thus, the depletion of Nb takes place in the
Sn in alloy E635 is 1.25 wt%; the fresh ZIRLO has
-Nb precipitates and it can be expected that it will
1.0 wt% of Sn. In the composition range of the
cause a final exposure of the cladding to rapid ox-
claddings studied here, the Sn does not induce any
idation, this finding brings a new understanding
precipitation and can be considered to remain in
about the role of Nb containing precipitates in the
solid solution.
claddings used in the reactor.
The behaviour of precipitates in the different alloys
is as follows: From the observations in this study
and in agreement with the data available in the lit-
erature, it can be observed that in the Fe containing alloys of this series, two families of precipitates
The Service of Microscopy and Nanoscopy (SMN)
are present. A Nb-rich, -Nb type and a precipitate
of the «Centre Suisse d’Electronique et Micro-
containing Fe. These precipitates are present both
technique» (CSEM) has provided access in case of
in the ZIRLO and in E635 alloys. The amount of Fe
special needs, for the use of TEM.
in the M5 seems to be below the threshold of formation of such precipitates, or their frequency is
statistically very low; therefore they have not been
encountered in the present study.
The Fe containing precipitate type seems to amor-
This project has been started in collaboration with
phize under irradiation (already in the metal), and
the OECD Halden reactor project, and the IFE
their Fe content reduces, therefore a dissolution
Kjeller laboratory.
can be observed in these precipitates. This behaviour is observed both in the ZIRLO and the E635,
however in the case of M5 in the absence of these
precipitates, no amorphization of precipitates un-
Assessment 2011 and
der irradiation is observed. The -Nb type precipitate does not amorphize in all alloys studied in
The examination of the present irradiated cladding
this part.
segments should be considered as a great success,
as access to such cladding materials from the re-
Behaviour of precipitates in the metal and
in the oxide
actor and the preparation of such materials for
Precipitates in the metal: these precipitates show
only the sample decontamination and preparation
dissolution under irradiation, the phenomenon is
is demanding, but also the transport of such ma-
present both for the -Nb and the Fe containing
terial from Norway has been a very lengthy pro-
precipitates, however, the rate of dissolution of
cess. As mentioned before, results obtained in this
precipitates seems to be slower, or the amount of
study allow a better understanding of the oxida-
TEM studies needs a great amount of effort. Not
alloying element larger for the -Nb in compari-
tion behavior of the modern claddings. The study
son with the Fe containing precipitates. The pre-
of the metal-oxide interface of the three types of
cipitates containing Fe are more frequent in E635,
cladding and the possibility of comparing the M5
this alloy contains more Fe and thus it is not sur-
fresh with pre-irradiated M5 adds to this success.
prising to find them more frequent in comparison
The metal-oxide interface of the TEM thin foils,
with the ZIRLO.
were not sufficiently homogenous to obtain the
Precipitates in the oxide: the trend observed in the
oxygen profile along the metal-oxide interface, in
metal is accentuated in the oxide. The dissolution
view of determining the diffusion parameters of
of the precipitates continues and oxidation can
the materials [2]. However, this was compensat-
lead to a further amorphization. The dissolution of
ed by the fact that the presence of precipitates in
the alloying element is also accentuated. This lat-
these materials, allowed the chemical analysis of
ter occurs in both types of precipitates.
these secondary phases in the metal and in the ox-
134
ide and the analysis of their evolution with irradia-
[3] S. Abolhassani, R. Restani, T. Rebac, F. Groe-
tion and oxidation. The fact that two of the clad-
schel, W. Hoffelner, G. Bart, W. Goll and F.
ding rings had very high activity and could not be
Aeschbach, TEM Examinations of the Metal-
prepared at this stage, brings a slight delay to the
Oxide Interface of Zirconium Based Alloys Irra-
project, however, knowing that such delays are
diated in a Pressurized Water Reactor. ASTM
possible in the study of these types of samples, attempt will be made to prepare these two materials as soon as possible, in 2012.
STP 1467, 2006, p. 467–493.
[4]S. Doriot, D. Gilbon, J.L. Bechade, M.H. Mathon, L. Legras and J.P. Mardon, Microstructural stability of M5 (TM) alloy irradiated up to
Acknowledgements
high neutron fluences. ASTM STP 1467, 2005,
p. 175–201.
[5]V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, P.V.
The authors wish to thank the OECD Halden re-
Shebaldov, A.V. Tselischev, A.E. Novoselov, G.P.
actor project team, T.M. Karlsen, B. Oberländer,
Kobylyansky, Z.E. Ostrovsky and V.K. Shamar-
M. Espeland and H. Jenssen from IFE Kjeller, for
din, Influence of zirconium alloy chemical
their collaboration and their support of the proj-
composition on microstructure formation and
ect, the supply of the cladding rings and the fruit-
irradiation induced growth. ASTM STP 1423,
ful meetings and discussions during the last years.
2002, p. 758–778.
A. Lagotzki from PSI is acknowledged for his sup-
[6]G.P. Sabol, R.J. Comstock, R.A. Weiner, P.
port during the transport phase of this project. A.
Larouere and R.N. Stanutz, In-Reactor Cor-
Bullemer is thanked for the assistance with optical
rosion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4.
and SEM sample preparation.
ASTM STP 1245, 1994, p. 724–744.
[7] S. Abolhassani, Minutes of the meeting in IFE,
References
Kjeller for the selection of IFA-638 samples for
TEM analysis, 2009, PSI report AN-46-09-08,
p. 8.
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[8] S. Abolhassani, P. Gasser, «Preparation of TEM
terisation data on cladding materials used in
samples of metal-oxide interface by the fo-
the corrosion test IFA-638 and in the creep test
cused ion beam technique», J. Microsc. 2006,
IFA-617, 1998, OECD Halden Reactor Project
Jul. 223 (Pt 1) pp.73–82.
HWR-566, p. 19. AND: P. Bennett, R. Stoenes-
[9]C. Proff, S. Abolhassani, C. Lemaignan, «Ox-
cu and T. Karlsen, The PWR corrosion and hy-
idation behaviour of binary zirconium alloys
driding test IFA-638. Final report. OECD Hal-
containing intermetallic precipitates», Journal
den Reactor Project, HWR-840, Oct 2010.
of Nuclear Materials, 416, 2011, issue 1–2, pp.
[2]S. Abolhassani, G. Bart and A. Jakob, Exami-
125–134.
nation of the chemical composition of irradiat-
[10]H.-G. Kim, J.-Y. Park and Y.-H. Jeong, Ex-reac-
ed zirconium based fuel claddings at the met-
tor corrosion and oxide characteristics of Zr-
al/oxide interface by TEM. Journal of Nuclear
Nb-Fe alloys with the Nb/Fe ratio. Journal of
Materials 399, 2010 (1), p. 1–12.
Nuclear Materials 345, 2005 (1), p. 1–10.
135
KORA-II
Environmentally-Assisted Cracking in Austenitic
LWR Structural Materials
Authors and Co-author(s)
H.P. Seifert, M. Breimesser, H. Leber, S. Ritter
Institution
Address
Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen PSI, Switzerland
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 44 02, [email protected],
www.psi.ch und http://lnm.web.psi.ch/
Duration of project
January 1, 2009 to December 31, 2011
ABSTRACT
tal reduction of fatigue life may be stronger
Within the KORA-II project environmental
than predicted by the typical mean stress cor-
effects on fatigue initiation and short-crack
rections in air. The effect of load ratio on the
growth in austenitic stainless steels and Ni-
subsequent short crack growth is moderate
base alloys and the stress corrosion crack-
and similar to that in air and for deep cracks.
ing (SCC) behaviour of dissimilar metal welds
Sub-project-II – SCC in Dissimilar Metal
(DMW) under boiling (BWR) and pressurized
Welds (DMWs): Nine non-destructive (NDT)
water reactor (PWR) conditions are evaluat-
test bodies with mechanical air fatigue, BWR/
ed. These practical investigations are comple-
NWC SCC and primary PWR SCC cracks or an
mented by a more fundamental study on SCC
EDM notch were produced. The cracks were
initiation in stainless and low-alloy steels. In
characterized by ALSTOM by a non-standard
the third project year, the following work was
UT transmission technique, which seems to
performed and interim results were gained:
be able to readily characterize the crack depth,
Sub-project-I – Corrosion Fatigue in Aus-
in contrast to the standard UT techniques ap-
tenitic Stainless Steels: 30 in- and out-of-
plied in the field. With the PSI test bodies as
phase thermo-mechanical fatigue (TMF) and
in-kind contribution, a Swiss consortium of
isothermal low-cycle fatigue (LCF) experiments
ENSI, PSI, ALSTOM, EMPA and SVTI was ac-
in high-temperature water with hollow cylin-
cepted as a full member in the international
drical specimens were performed. The TMF life
PARENT program, which is dealing with NDT
was between that of the LCF tests at minimum
of DMWs. The tests concerning the SCC crack
and maximum temperature. The out-of-phase
growth perpendicular to the interface region
TMF life was usually 50 to 80 % higher than
between the Alloy 182 weld metal and adja-
in in-phase tests. Opposite effects might occur
cent RPV steel revealed that under highly ox-
at very small strain amplitudes, when distinct
idizing BWR/NWC conditions, 3 ppb of chlo-
secondary hardening occurs at higher temper-
ride are sufficient to induce fast SCC into the
atures > 250 °C. In autoclave experiments with
adjacent low-alloy RPV steel at KI-levels
sharply notched specimens, the effect of load
MPa·m1/2
ratio (mean stress) on corrosion fatigue initia-
of several cm per year! Similarly, 5 to 10 ppb
tion and short crack growth was investigated
of chloride can result in fast SCC into the ad-
in BWR/hydrogen water chemistry (HWC) en-
jacent RPV steel down to low KI-levels of 30
vironment. The preliminary test results indi-
MPa·m1/2.
cate that load ratio (mean stress) may have a
Sub-project-III – SCC Initiation in Stainless
tremendous effect on physical fatigue initia-
and Low-Alloy Steels: A strong effect of
tion life in high-temperature water in the fa-
chloride down to concentrations of at least 3
tigue endurance limit range. The environmen-
ppb was observed on strain-induced corrosion
50
with crack growth rates in the range
137
cracking (SICC) initiation in low-alloy steels in
vidual sensitized grain boundary was detect-
chloride containing BWR/NWC environment,
ed by the electrochemical micro-capillary tech-
which occurred at much smaller strains than in
nique the first time world-wide. The observed
high-purity water. The subsequent SICC crack
current and potential transients, which are re-
growth rates, on the other hand, were hardly
lated to individual passive film rupture, anod-
affected by the chloride level and were in the
ic dissolution and repassivation events, con-
same range as in high-purity water. A scratch
firm the intermittent crack growth process by
electrode facility was constructed and success-
the slip dissolution mechanism and a qualita-
fully commissioned to study the effect of chlo-
tive interpretation of the macroscopic electro-
ride on repassivation in high-temperature wa-
chemical noise of IG SCC can be given based
ter. Within the PhD thesis, IG SCC on an indi-
on these experiments.
1. Introduction
To avoid the reoccurrence of such EAC cracking incidents and to ensure the safe and economic oper-
With regard to the new nuclear legislation and
ation, it is essential to identify those system condi-
the increased age of the Swiss nuclear power
tions which may lead to EAC initiation and growth
plant fleet (26 to 42 years), the current focus of
and to identify the major factors of influence. Re-
material-related regulatory safety research fund-
liable quantitative experimental data on EAC ini-
ed by the Swiss Federal Nuclear Safety Inspector-
tiation and growth under different LWR operation
ate (ENSI) is placed to the assessment and assur-
conditions and a basic knowledge on the underly-
ance of the integrity of the primary coolant cir-
ing mechanisms are essential to evaluate the pos-
cuit and containment in the context of material
sible effects of EAC on structural integrity/safe-
ageing [1].
ty and lifetime of components, to identify critical
Among the different ageing mechanisms of pri-
component locations/operating conditions and to
mary pressure boundary components (PPBC), en-
define and qualify possible mitigation, repair and
vironmentally-assisted cracking (EAC) caused most
maintenance actions.
practical problems in light water reactors (LWR)
world wide in the last two decades. A plenty of
EAC cracking incidents occurred in both boiling
water (BWR) and pressurized water reactors (PWR)
2. Structure and Goals of
the KORA-II Project
in a wide range of stainless steel, nickel-base alloy,
carbon and low-alloy steel PPBC. Several of these
The KORA-II Project (2009–2011) aims to fill se-
incidents with leakage of primary water inside the
lected important knowledge gaps in the field
containment seriously challenged the integrity of
of EAC in safety-relevant PPBC [3]. It consists of
PPBC. [2, 3]
three sub-projects (Table 1) and deals with envi-
Table 1:
Topics of sub-projects
of the KORA-II
research program.
138
Sub-project
Topic
Share
SP-I
Environmental effects on fatigue initiation & short crack growth in stainless
steels & Ni-alloys under PWR & BWR/HWC conditions
40 %
SP-II
SCC in dissimilar metal welds
SP-IIa: NDT reference bodies with SCC cracks
SP-IIb: SCC in the Alloy 182-RPV interface region
40 %
SP-III
SCC initiation in austenitic stainless steels & low-alloy steels
20 %
ronmental effects on fatigue initiation in austen-
the minimum and maximum temperatures and at
itic stainless steels and Ni-base alloys, stress corro-
the same strain amplitude (0.5 %) and rate (1.67E-
sion cracking (SCC) in dissimilar metal welds and
2 %/s) in deoxygenated high-purity high-temper-
basic studies on SCC initiation in stainless and low-
ature water.
alloy steels in LWR environments [3]. The techni-
A significant environmental reduction of fatigue
cal background and the objectives of the individu-
live was already observed at 100 °C and thus well
al sub-projects were discussed in detail in the KO-
below the temperature threshold of 150 °C in the
RA-II project proposal [3].
NUREG/CR-6909 approach of the US NRC Regulatory Guide 1.207. Above this temperature, the en-
3. Performed Work and Results
vironmental reduction of fatigue life was increasing with increasing temperature in contrast to air,
where temperature usually only has a moderate ef-
3.1. Sub-Project I – Environmental
Effects on Fatigue
fect between 100 and 340 °C.
The TMF life was between that of the isothermal
LCF tests at minimum and maximum temperature.
The possibility of reactor coolant effects on fatigue
The OP TMF life was usually 50 to 80 % higher
of LWR structural materials is undisputed, but
than in IP TMF tests. This is not unexpected based
their adequate implementation in fatigue design
on the temperature effects, because the applied
and evaluation procedures is still not satisfactorily
strains above the threshold strain for environmen-
solved. This sub-project aims to contribute to the
tal effects ( 0.125 %) occur at the high temper-
experimental basis for such Code modifications.
atures in IP TMF tests, whereas they occur at low
temperatures for OP TMF experiments.
P-2
Research
Project
KORA-II
3.1.1.
T MF
and
Isothermal LCF Initiation
Behaviour in High Temperature Water
Opposite temperature effects and a different TMF
Around 30 in-phase (IF) and out-of-phase (OP)
plant-relevant strain amplitudes in air and high-
thermo-mechanical fatigue (TMF) and isothermal
temperature water environment (Figure 1b), when
low-cycle fatigue (LCF) experiments in high-tem-
distinct secondary hardening occurs at higher tem-
perature water with hollow cylindrical specimens
peratures > 250 °C due to dynamic strain ageing
were performed during the last year. The test re-
(DSA). More pronounced heat to heat variations
sults were compared with corresponding experi-
are also expected under these conditions.
behaviour might occur at very small and thus more
ments in air in the framework of the PhD thesis
mental reduction of fatigue lives in IP and OP TMF
3.1.2. Effect of Load Ratio on Corrosion
Fatigue Initiation and Short Crack
Growth
experiments between 100 and 340 °C with a tri-
Within the KORA-I & -II project, critical conjoint
angular temperature profile and a cycle period of
threshold conditions for strong environmental ef-
120 s with corresponding isothermal LCF tests at
fects on fatigue in stainless steels were identified,
of M. Ramesh, which was terminated last year
Ni
Air,T
/ Ni
6
4
2
0
a)
316 L, HWC
LCF 100°C
OP-TMF
IP-TMF
LCF 340 °C
Type of fatigue test
b)
factor 5 increase
150 °C
H2O,T
8
316L, deoxygenated HTW
-2
dε/dt = 1.67 x 10 %/s
288 °C
10
Sa,LEFM [MPa]
[-]
[4]. Figure 1a exemplarily compares the environ-
-3
4x10 %/s
-2
4x10 %/s
factor 4 decrease
PWR
ASME III air mean curve
Sa = E ⋅ εa
Cycle number Ni [-]
Figure 1:
Comparison of environmental reduction of fatigue lives of isothermal
LCF and IP and OP TMF
tests in deoxygenated
high-purity water (a).
Opposite temperature
trends on fatigue lives
in high-temperature
water at large and small
strain amplitudes in
sharply notched specimens (b).
139
which, e.g., can be used as engineering criteria to
ly higher than in strain-controlled LCF experiments
identify critical component locations and/or oper-
with smooth specimens. A tremendous effect of
ating conditions [5, 6]. These lab corrosion fatigue
load ratio is observed, if the notch stress amplitude
investigations were performed by continuous cy-
at the low load ratio is below the stress threshold
clic loading experiments at zero mean stress. In
for environmental effects as shown in Figure 2b.
reality, periods with cyclic loading of PPBC (e.g.,
Here, CF life is reduced by a factor of 50 to 100,
plant transients) are often interrupted by very long
when increasing the external load ratio from 0.05
periods of moderate static stress (stationary pow-
to 0.5. The corresponding test in air at a load ra-
er operation) and it was suggested that these pe-
tio of 0.5 is not yet performed. Based on typical
riods might reduce the resulting environmental ef-
mean stress corrections and finite element cyclic
fects. Furthermore, in pressure boundary compo-
plasticity modeling of the notch, a reduction of
nents a positive mean stress (e.g., from internal
less than a factor of 2 is expected in air. Note that
pressure and/or residual stress) is superimposed to
in spite of a positive load ratio of 0.5, the notch
the fluctuating secondary thermal stresses in many
mean stress is only slightly positive and the notch
cases. The special emphasis during this year was
stress ratio is well below 0. The effect of load ra-
therefore placed to the effect of load ratio (mean
tio (and mean stress) on CF initiation in the endur-
stress) and very long static load hold periods. The
ance limit region seems to be more pronounced
latter is summarized in [7] and briefly discussed in
than predicted by typical mean stress corrections
the 2010 annual report.
(e.g., Goodman).
Figure 2 shows the effect of notch-root stress am-
Based on these preliminary test results it is thus
plitude Sa,LEFM and load ratio on CF initiation in
strongly recommended to further investigate
simulated HWC environment at 288 °C at a strain
mean stress effects in the fatigue endurance lim-
rate of 4 × 10-2 %/s. It seems that environmen-
it region. The load ratio only had a moderate ef-
tal effects disappear at very small strain/stress am-
fect on the subsequent short crack growth, which
plitudes and might be maximal in the intermedi-
was similar to that in air or for deep cracks in the
ate range. It is expected that at very high strain/
Paris region. More pronounced load ratio effects
stress amplitudes, the environmental effects satu-
may appear close the K-thresholds for fatigue
rate or even slightly decrease again, but his was
crack growth.
P-3
Research Project KORA-II
not yet investigated here, since this would require
large specimens to assure small scale yielding conditions.
The stress thresholds seem to decrease with in-
3.2. Sub-project II – SCC in
Dissimilar Metal Welds
creasing load ratio. The rather limited amount of
tigue initiation from notched surfaces disappear
3.2.1. Fabrication of NDT Test Bodies with
Realisitic SCC Cracks
below a strain and stress amplitude threshold of
In recent years several SCC cracking incidents oc-
0.3 % and 400 MPa, respectively, which is slight-
curred in dissimilar metal welds (DMWs) in BWRs
data suggest that environmental effects on the fa-
4
E
R = 0.05
10
-2
III
a
dε/dt ≈ 4 x 10 %/s
ir
m
ea
n
cu
rv
e
304 L, A (& 321)
R = 0.5
R 0.68
BWR/HWC, T = 288 °C, 0.15 ppm DH
Sa,LEFM [MPa]
AS
M
Sa,LEFM [MPa]
Figure 2:
Effect of notch stress
amplitude and load ratio on CF initiation life
(a) and effect of load
ratio R on CF initiation
at a notch stress amplitude of 840 MPa (b).
140
Cycle number Ni [-]
M
E
III
BWR/HWC, T = 288 °C, 0.15 ppm DH
ai
rm
ea
n
cu
rv
e
R = 0.05
3
10
321, C
2
a)
AS
10 1
10
2
10
3
10
4
10
5
10
Cycle number Ni [-]
6
10
MN 220 AD U TS 11
Post-test fractography
UT
x-ray tomography
BWR/NWC
[m/s]
Final rectangular NDT tets body
da/dtSCC
Remaining wall thickness [mm]
a)
Figure 3:
a: Comparison applied
NDT techniques with
post-test fractography
for a deep BWR/NWC
SCC crack.
-8
10
-9
10
Swedish DL for Alloy 182 in PWR @ 320 °C
-10
10
-11
10
-12
10
Position in thickness direction x [mm]
b)
10
b: Comparison of SCC
crack growth rates
derived by DCPD with
disposition curves.
Swedish DL for Alloy 182 in PWR @ 290 °C
SCC crack growth rates under PPU
R = 0.7, 500 s / 9000 s / 500 s
P29 (MN 220 AD U TS 10)
P38 (MN 220 AD U TS 3)
P31 (MN 220 AD U TS 1)
20
30
40
50
1/2
KI [MPa⋅m ]
60
70
and PWRs, which seriously challenged the integri-
One of these specimens was broken open by air
ty of the primary coolant circuit in some cases. The
fatigue for the verification of the non-standard
detection and, in particular, sizing of such SCC de-
UT technique applied by ALSTOM. A highly load-
fects in DMWs by current non-destructive testing
ed specimen with large crack opening was used
(NDT) methods are both subjected to relevant un-
for this qualification. A fairly good correlation be-
certainties and errors. The goal of this sub-project
tween the non-standard UT and DCPD results with
is to generate NDT test bodies with different real-
only minimal underestimation of the real crack
istic SCC crack configurations, which can be used
depths was observed (Figure 3a). A clear iden-
to systematically evaluate the limitations of differ-
tification of the crack-tip signal by standard UT
ent emerging ultrasonic and eddy current testing
techniques was very difficult in spite of perfect
methods (UT & ECT). With the PSI test bodies as in-
lab and surface conditions. X-ray tomography, on
kind contribution, a Swiss consortium of ENSI, PSI,
the other hand slightly underestimated the maxi-
ALSTOM, EMPA and SVTI was accepted as a mem-
mum crack depths and was only able to detect ar-
ber in the international PARENT program, which is
eas with clear crack flank separation. The prelimi-
dealing with the assessment and quantification of
nary results with the other specimens with smaller
established and new emerging NDE techniques to
crack openings indicated that the situation might
detect and assess flaws in DMWs. This multina-
be even worse and that reliable sizing with state-
tional program is lead by the US NRC and includes
of-the-art techniques will be rather challenging
regulators, industrial groups and research institu-
and related to significant uncertainties.
tions and started in 2011. The PSI samples are the
A good indirect method of verification is the com-
sole test bodies with real SCC cracks in the whole
parison of the best estimate SCC crack growth
PARENT program.
rates derived by DCPD without post-test fractog-
In total nine test bodies with SCC and fatigue
raphy with typical rates and disposition curves for
cracks or a semi-elliptical EDM notch were fab-
these conditions. As shown in Figure 3b for the
ricated. The generation of NDT test bodies with
case of PWR conditions, a fairly good correlation
SCC cracks was extremely time consuming and ex-
was usually observed.
pensive, in particular in PWR environment, and inAll the SCC cracks in the test bodies were char-
3.2.2. SCC Crack Growth Behaviour in the
Alloy 182-RPV Transition Region
acterized by a special high resolution mechanized
The recent SCC incidents in control rod drive mech-
UT immersion technique (transmission mode with
anisms and core shroud support welds in Japanese
strongly focused 10 MHz longitudinal waves) at
BWRs represent a serious safety concern. In these
ALSTOM in Switzerland. Selected samples were
highly constrained welds with very high residual
characterized by state-of-the-art UT techniques at
stresses, the stress intensity factors of SCC cracks
SVTI, which are used for the periodic in-service in-
with crack-tips in the interface region between the
spection in the field, as well as by x-ray tomogra-
weld metal and adjacent low-alloy RPV steel can
phy at EMPA.
reach high values of up to 50 to 90 MPa·m1/2. Un-
volved test durations of up to six months!
141
der these conditions, the possibility of fast SCC
low ECPs. The mitigation effect of HWC will there-
into the RPV in BWR/NWC environment cannot
fore be investigated for the high KI-range
be excluded, in particular in high-sulphur RPV
MPa·m1/2.
steels. The goal of this sub-project is thus to char-
PWR conditions indicates that a SCC crack might
acterize the SCC crack growth perpendicular to
grow into the heat-affected zone of the RPV steel
the interface region between the Alloy 182 weld
in this high KI-range in chloride-free environment,
metal and adjacent RPV steel in BWR environ-
although with a smaller rate in the range of 1 mm/
ment in the high KI region and to quantify the
year.
60
A preliminary experiment under primary
thresholds for KI and chloride content for fast
SCC crack growth into the RPV steel. This project is performed in collaboration with the Tohoku
University and JNES.
3.3. Sub-Project III – Basic
Studies on SCC Initiation
The current status is summarized in Figure 4 [8]
parison reasons [9]. The test matrix is slightly de-
3.3.1. Effect of Chloride on SICC Initiation
and Crack Growth
layed, since a higher priority was given to the ex-
The main focus of the experimental work this year
tremely time-consuming fabrication of the NDT
was placed on the further evaluation of the effect
test bodies by ENSI due to the time-constraints of
of chloride on the strain-induced corrosion crack-
the international PARENT program. Under highly
ing (SICC) initiation and subsequent crack growth
oxidizing BWR/NWC conditions, 3 ppb of chloride
in low-alloy steels at chloride concentrations be-
are sufficient to induce fast SCC into the adjacent
low 5 ppb. Furthermore, a scratch electrode facili-
low-alloy RPV steel at KI-levels
50 MPa·m1/2 with
ty was constructed and commissioned to study the
crack growth rates in the range of several cm per
effect of chloride on the repassivation behaviour
year! Similarly, 5 to 10 ppb of chloride can result
(Figure 5a). Both activities are part of a collabora-
in fast SCC into the adjacent RPV steel down to
tion with the Tohoku University, where the mecha-
low KI-levels of 30 MPa·m1/2. In high-purity water,
nism of the tremendous effect of chloride on SCC
SCC crack growth into the RPV HAZ was observed
in low-alloy steels shall be clarified.
at KI-levels
65 to 70 MPa·m1/2 with crack growth
In chloride containing BWR NWC environment
rates in the range of 3 mm per year, but these re-
(3 to 100 ppb), SICC initiation occurred briefly
sults have to be verified by additional tests with
after the onset of plastic yielding and at much
larger specimens.
smaller strains than in high-purity water. The ini-
Based on our previous investigations with homog-
tiation strains were similar for 3 to 10 ppb of
enous low-alloy steel specimens, a significantly
chloride and only slightly higher than for 100
higher chloride tolerance might be expected for
ppb chloride. In HWC environment with 200 ppb
and contains also similar results of TEPCO for com-
Figure 4:
Critical conditions for
fast SCC into the adjacent RPV steel in BWR/
NWC environment in
DMWs.
chloride, on the other hand, no SICC was detected by electrochemical noise (EN) up to very high
strains close to the elongation at fracture. These
preliminary results clearly show the tremendous
effect of very small amounts of chloride on the
SICC initiation process in low-alloy steels in highly
oxidizing BWR NWC environment and the much
higher chloride tolerance in HWC environment
at low ECPs. On the other hand, the chloride had
very little effect on the subsequent SICC crack
growth rates. [10]
First pre-tests with the scratch electrode facility
were performed in high-purity high-temperature
water with electrochemical current measurements
with our ECN facilities, which demonstrated the
ability to follow the full repassivation process (Figure 5b).
142
Figure 5:
Scratch electrode
facility for repassivation investigations
in high-temperature
water (a) and example of a current transient after oxide film
rupture in high-purity
water from pre-tests
(b).
a)
b)
3.3.2. Evaluation of EN during SCC
Initiation by a Novel
Micro-Electrochemcial Approach
chemically characterized by the use of micro-elec-
The main goal of this PhD thesis work is to achieve
system was finally found, which is sufficiently ag-
a basic understanding of the EN of intergranular
gressive to initiate IG SCC in micro-capillary tests
(IG) SCC initiation in stainless steels on a micro-
and mild enough to avoid pitting, intergranular
structural level and to identify noise pattern on a
and crevice corrosion in the macroscopic experi-
macroscopic level that can be correlated with the
ments. As a highlight, IG SCC on an individual sen-
onset of SCC. An unique, combined micro- and
sitized grain boundary was the first time detect-
macro-electrochemical experimental approach
ed by electrochemical micro-capillary tests world-
was selected to identify and isolate the relevant
wide (Figure 6a) [11]. The observed current and
microscopic sources that contribute to the macro-
potential transients, which are related to individu-
scopic EN signal during the SCC process. On one
al passive film rupture, anodic dissolution and re-
side, the macroscopic noise signals during SCC
passivation events, confirm the intermittent crack
initiation and general corrosion on a macroscop-
growth process by the slip dissolution mechanism
ic heterogeneous surface are investigated at PSI.
(Figure 6b). Based on these investigations, the
On the other side single noise sources, which gen-
macroscopic EN of IG SCC can be explained in a
erate macroscopic EN are identified and electro-
semi-quantitative manner.
trochemical techniques at EMPA.
After a big experimental effort, an environment
P-7P-7
Research
Project
KORA-II
Research
Project
KORA-II
Figure 6:
Current transients
during IG SCC on
an individual grain
boundary measured
by the micro-capillary
technique (a) and
schematic explanation of the observed
shape by slip dissolution mechanism (b).
a)a)
b)b)
143
4. National Collaborations
Furthermore, the Swiss consortium was accepted
in 2010 as a full member of the new international
The collaboration and technology transfer on the
PARENT program (2011-13), which is dealing with
national level directly takes place in the Swiss nu-
NDT of SCC in DMWs.
clear community and in the ETH domain (1 PhD
In the field of SCC detection by EN, the collabora-
thesis, Corrosion and Materials Integrity Labora-
tion with the Chair for Surface Science and Corro-
tory of EMPA). A Swiss consortium for the PAR-
sion of the Department of Materials Science of the
ENT program involving ENSI, PSI, ALSTOM, EMPA
Friedrich-Alexander University of Erlangen-Nurem-
and SVTI was established in 2010. Close themat-
berg and the Ingenieurbüro Peter Schrems from
ic links exist to the ENSI project NORA (SCC miti-
Germany is continuing.
gation by NobleChemTM) and to the swissnucle-
Within a small collaboration with the Electric Pow-
ar project PLiM and a related CCMX MERU proj-
er Research Institute (EPRI) in the USA, we are
ect, which both are dealing with thermal fatigue
supporting as reviewers and consultants the revi-
in air. ENSI and the Swiss utilities are periodical-
sion of the BWRVIP-60 SCC disposition lines and
ly informed on the actual project status during
the development of a BWR Codes Case for LAS,
the annual project status and semi-annual proj-
which is related to Section XI of the ASME BPV
ect meetings.
Code. The underlying basic document for revision
of BWRVIP-60 was prepared with substantial sup-
5. International Collaborations
port from PSI and is largely based on PSI‘s work in
this field. The revised draft report is currently still
under the final review process. PSI is also follow-
As active members of the International Co-oper-
ing and contributing to the new Environmental
ative Group on Environmentally-Assisted Crack-
Assisted Fatigue (EAF) Expert Panel of EPRI. With-
ing of Water Reactor Structural Materials (ICG-
in this activity, PSI results were an important el-
EAC) and of the European Co-operative Group
ement of the «Environmentally Assisted Fatigue
on Corrosion Monitoring of Nuclear Materials
Gap Analysis: A Roadmap for Future Research Ac-
(ECG-COMON) as well as of the Working Par-
tivities» report.
ty 4 (Nuclear Corrosion) of the European Federation of Corrosion (EFC) we are staying in very
close contact with the international scientific and
industrial community in this field. Our own re-
6. Assessment of 2011 and
search activities are discussed and co-ordinated
within these groups. Our activities shall also be
6.1 ASSESSMENT OF 2011
implemented as in-kind contributions to the new
International Forum on Reactor Ageing Manage-
The overwhelming part of the project goals and
ment (IFRAM).
milestones for the third project year has been
As an associate member in the Network for Excel-
achieved and the project can be terminated as
lence for Nuclear Plant Life Prediction (NULIFE) we
planed by the end of this year. The fabrication of
were involved in the preparation on a white paper
the NDT test bodies took much more time than
and two project proposals on SCC initiation, which
originally expected at the cost of sub-project IIb
shall be submitted to the NULIFE End User Group
on SCC of DMWs. Since the corresponding JNES
EU-frame-
project is significantly delayed anyway, this has
(«MICRIN») and to the last call in
7th
work program («CORINI-mod») .
only moderate impact on that activity. The PhD
In the field of SCC of DMWs and chloride effects
thesis of M. Breimesser is in its final phase and
on SCC in low-alloy steel, there is a collaboration
can be successfully terminated by the end of Jan-
between PSI and the renowned Fracture and Reli-
uary 2012. The PhD examination is scheduled
ability Research Institute of the Tohoku University
for March 2012. The project generates results,
in Sendai/Japan, which was extended in 2010 by
which are of direct and practical use for the reg-
the participation of PSI in a large Japanese research
ulatory work and its integration in several inter-
program on that topic under the auspice of the
national programs further amplifies the benefit
Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES).
for ENSI.
144
6.2. Perspectives for 2012
(2011) 23-30.
❚ H.P. Seifert, J. Hickling, and D. Lister, «Corro-
Major milestones for the next year are the success-
sion and environmentally assisted cracking of
ful termination of the project and of the PhD the-
carbon and low-alloy steels», in: Comprehen-
sis of M. Breimesser by the end of 2011 and Janu-
sive Nuclear Materials, Section 81, pp. 81–1 to
ary 2012, respectively, the final KORA-II report by
81–37, Editors: R. Konings, T. Allen, Elsevier, Ox-
the end of March 2012, the production of sever-
ford, UK, 2012.
al journal papers from the individual sub-projects,
as well as the preparation for a new PhD thesis on
Conference Proceedings
SCC initiation in austenitic alloys by January 2012.
❚ S. Ritter, H.P. Seifert, «Environmentally-assist-
A new research project SAFE [12], which shall start
ed crack initiation behaviour of low-alloy steel
in January 2012, is in discussion with ENSI and will
in simulated BWR environment – effect of chlo-
involve as new key elements the emerging critical
ride», 18th International Corrosion Congress
issue of potential environmental effects on rap-
2011 Paper 429, Perth, Australia, November
id fracture and a PhD thesis on SCC initiation in
20–24, 2011.
austenitic alloys. The ongoing international activ-
❚ S. Ritter, H.P. Seifert, «Suitability of the electro-
ities on SCC and NDT of DMWs (JNES/FRI, PAR-
chemical nosie technique for the detection of
ENT) as well as on practically important and un-
SCC in stainless steel», 18th International Corro-
explored aspects of environmental effects on fa-
sion Congress 2011 Paper 428, Perth, Australia,
tigue (EPRI EAF, NULIFE) will be other central topics in this project.
November 20–24, 2011.
❚ M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Sut-
er, S. Virtanen, «A new approach towards the
7. Publications
characterization of IG SCC of austenitic stainless steel by the electrochemical micro-capillary
technique», 220th ECS Meeting, Boston, MA,
Publications in Scientific Journals and
Books
USA, October 9–14, 2011.
❚ H.P. Seifert, S. Ritter, H. Leber, «Environmental
❚ H
.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Corrosion fa-
assisted fatigue in austenititc stainless steels un-
tigue crack growth behaviour of austenitic stain-
der light water reactor conditions», 37th MPA
less steels under light water reactor conditions»,
Seminar, October 6 and 7, 2011, Stuttgart, Ger-
Corrosion Science 55 (2012) 61–75.
many.
❚ H
.P. Seifert, S. Ritter, and H. Leber, «Corrosion
❚ S. Ritter and H.P. Seifert, «Detektion von SpRK-
fatigue initiation and short crack growth behav-
Rissbildung in rostfreiem Stahl mittels elektro-
iour of austenitic stainless steels under light wa-
chemischen Rauschmessungen», 6. WS – Elek-
ter reactor conditions», Corrosion Science 59
trochemisches Rauschen, Magdeburg, Germany,
(2012) 20–34.
September 14 to 15, 2011.
❚ M
. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, S. Virtanen,
❚ H.P. Seifert, S. Ritter, H. Leber, «Effect of static
T. Suter, «Application of the electrochemical mi-
load hold periods on the corrosion fatigue be-
cro-capillary technique to study intergranular
haviour of austenitic stainless steels in simulated
stress corrosion cracking of austenitic stainless
BWR environments», 15th International Confer-
steel on the micrometre scale», Corrosion Sci-
ence on Environmental Degradation of Materials
ence 55 (2012) 126–132.
in Nuclear Systems – Water Reactors, CD-ROM,
❚ M
. Ramesh, H.J. Leber, K.G.F Janssens, M. Die-
ner, R. Spolenak, «Thermomechanical and iso-
NACE/TMS/ANS, Colorado Springs, Colorado,
USA, August 7–11, 2011.
thermal fatigue behaviour of 347 and 316L aus-
❚ M. Breimesser, «IG SCC of austenitic steel: Char-
tenitic stainless tube and pipe steels», Interna-
actersistic current signals measured by the elec-
tional Journal of Fatigue 33 (2011) 683-691.
trochemical micro-capillary technique», 7th
❚ M
. Ramesh, H.J. Leber, M. Diener, R. Spolenak,
ECG-COMON Meeting, Helsinki, Finland, June
«Conducting thermo-mechanical fatigue test
20–21, 2011.
in air at light water reactor relevant tempera-
❚ S. Ritter and H.P. Seifert, «Application of the EN
ture intervals», Journal of Nuclear Materials, 415
technique: Effect of chloride on SCC initiation in
145
LAS under BWR conditions», 7th ECG-COMON
ulated BWR environments», 15th International
Meeting, Helsinki, Finland, June 20–21, 2011.
Conference on Environmental Degradation of
❚ H.P. Seifert, H. Leber, S. Ritter, «Effect of static
Materials in Nuclear Systems – Water Reactors,
load hold periods on corrosion fatigue of aus-
CD-ROM, NACE/TMS/ANS, Colorado Springs,
tenitic SS», ICG-EAC-Meeting 2011, Dresden,
Colorado, USA, August 7–11, 2011.
Germany, May 8 to 13, 2011.
[8]H.P. Seifert, S. Ritter and H.J. Leber, «Environ-
❚ K. Germerdonk, H.P. Seifert, D. Nussbaum,
mentally-Assisted Cracking Behaviour in the
H. Ernst, «New specimens for NDE-analysis of
Transition Region of Alloy 182/Low-Alloy Re-
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fatigue crack growth behaviour of austenitic
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ditions», Corrosion Science 55 (2012) 61–75.
[12]H.P. Seifert, H.J. Leber and S. Ritter, «Pro-
[6]H.P. Seifert, S. Ritter, and H. Leber, «Corro-
jektantrag SAFE zu Handen des ENSI, PSI-
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behaviour of austenitic stainless steels under
light water reactor conditions», Corrosion Science 59 (2012) 20–34.
[7]H.P. Seifert, S. Ritter, H. Leber, «Effect of static load hold periods on the corrosion fatigue
behaviour of austenitic stainless steels in sim-
146
NORA
Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors
Author und Co-author(s)S. Ritter, A. Ramar, P.V. Grundler, I. Günther-Leopold,
N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras
Institution
Address
Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen PSI, Switzerland
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 2983, [email protected],
www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/
Duration of Project January 1, 2010 to June 30, 2013
ABSTRACT
on the specimens. The ECP of the specimens
On-line NobleChemTM (OLNC) is a technolo-
and other parameters such as dissolved O2
gy developed by General Electric-Hitachi (GE-
and H2 concentration are measured in-situ. To
H) to mitigate stress corrosion cracking (SCC)
study the Pt deposition behaviour and to as-
in reactor internals and recirculation pipes of
sess the effectiveness of the OLNC technolo-
boiling water reactors (BWRs) without the
gy under real plant conditions, specimens are
negative side-effects of the classical hydro-
also exposed at two locations in nuclear pow-
gen water chemistry. For a more efficient re-
er plant Leibstadt (KKL). Scanning and trans-
duction of the electrochemical corrosion po-
mission electron microscopy techniques are
tential (ECP) noble metals (e.g., Pt) are inject-
used to characterise the Pt distribution on the
ed into the feed water during power opera-
oxide layer of the specimens. Additionally the
tion. They are claimed to deposit as very fine
specimens are analysed by Laser Ablation-In-
metallic particles on all water-wetted surfaces
ductively Coupled Plasma-Mass Spectrometry
and to stay electrocatalytic over long periods.
(LA-ICP-MS) to evaluate the Pt concentration
For the validation of this mitigation technique
on the specimens/oxide layers.
the research project NORA has been started
During the second project year the high-tem-
at PSI with two main objectives: (i) to gain
perature water loop has been optimised and
phenomenological insights and a better basic
a first set of experiments has been performed.
understanding of the Pt distribution and de-
The analytical techniques have been qualified
position behaviour in BWRs and (ii) to devel-
for analysing the Pt distribution behaviour us-
op and qualify a non-destructive technique to
ing the specimens from these tests. So far the
characterise the size and distribution of the Pt
tests revealed a more effective Pt deposition
particles and their local concentration on re-
behaviour, resulting in a lower electrochem-
actor components. A sophisticated high-tem-
ical corrosion potential (ECP) and therefore
perature water loop has been constructed, in
better protection against SCC, using a higher
which specimens can be exposed to simulat-
Pt injection rate. A longer pre-oxidation phase
ed BWR water. During the tests Pt solution
of the specimens seems to further increase
is injected into the loop and Pt is deposited
the Pt concentration on the specimen surface.
147
1. Introduction
near-stoichiometric concentration of H2 is available (H2/O2 molar ratio of 2) [12]. With OLNC all
BWRs are operated with neutral high-purity wa-
BWR locations with stoichiometric excess of H2
ter. Because of the radiolysis of the reactor coolant
and a sufficient Pt coverage of the surface are able
in the core and the limited volatility of H2O2, the
to lower the ECPs to < -450 mVSHE with a low feed
water contains a stoichiometric excess of O2 and
water H2 content with minimal negative impact
H2O2 over H2. Therefore, under normal water che-
on BWR plant operation.
mistry (NWC) conditions, the reactor water is high-
OLNC was first applied in 2005 in nuclear power
ly oxidising; this is reflected by the high ECPs of
plant Mühleberg (KKM). Meanwhile nuclear pow-
the structural materials from +100 to +250 mVSHE.
er plant Leibstadt (KKL) and six further BWR plants
This oxidising environment has caused numerous
[12] employ OLNC. It is expected that the number
corrosion problems in BWR plants. Intergranular
of nuclear power plants applying OLNC will signi-
SCC in corrosion-resistant stainless steel and ni-
ficantly increase because of the advantages of this
ckel-base alloy components of the primary circuit
technology.
led to tremendous capacity losses in BWR plants
To achieve new phenomenological insights and a
worldwide during the last three decades and in
better basic understanding of the Pt distribution
some cases even challenged the integrity of the
and deposition behaviour in BWRs the NORA re-
primary coolant circuit [1, 2]. From early labora-
search project (see [13]) has been started at PSI.
tory studies it was clear that the SCC susceptibility and growth rates can be relevantly reduced by
lowering the ECP of these steels, e.g., by the injection of H2 into the feed water (hydrogen water
2. Structure and goals of the
NORA project
chemistry, HWC), which recombines with O2 and
H2O2 to H2O [3-5]. This method was first introdu-
For the validation of the OLNC technology the cur-
ced in the early eighties [6, 7].
rent project should deliver important input. There-
To overcome several disadvantages of the classi-
fore, the two main objectives of this project are to
cal HWC (e.g., high feed water H2 contents and
gain phenomenological insights and a better basic
increase of the main steam line dose rates), the
understanding of the Pt distribution and depositi-
OLNC technology has been developed by GE-H
on behaviour in BWRs, as well as the development
[8]. In this method, very dilute noble metal com-
and qualification of a non-destructive technique to
pounds (as Na2Pt(OH)6), are injected into the feed
characterise the size and distribution of the Pt par-
water where they quickly decompose. Very fine
ticles and its local concentration on reactor com-
noble metal particles are formed and are able to
ponents. Furthermore, available plant data from
deposit on the water-wetted surfaces of the dif-
OLNC applications in KKM and KKL will be collec-
ferent structural materials [9]. The noble metals
ted, evaluated and also used as input to the cur-
electrocatalyse very efficiently the recombination
rent research work. The technical background and
of H2 with O2 and H2O2 by providing surface sites,
the objectives of the project are described in more
on which the H2 and O2 can dissociatively adsorb
detail in the NORA project proposal [14].
and readily undergo electron exchange reactions
The project is performed as a joint programme of
[11]. Because the consumption of O2 (and H2O2)
ENSI, PSI and the Swiss utilities KKL and KKM. The
by the Pt particles on the steel surface is much
project consists of two sub-projects (Table 1): expe-
faster than the diffusion of O2 through the stag-
rimental (sub-project 1) and analytical work (sub-
nant boundary layer [4, 5, 9, 11] the surface oxi-
project 2), which are covered by two very close-
dant concentration is reduced to virtually zero if a
ly interacting Post-Docs. The Post-Docs are sup-
Table 1:
Subjects and share
of the two sub-projects
of NORA.
148
Sub-project
Subject
Share
SP 1
Experimental evaluation of the Pt deposition behaviour under simulated BWR
conditions and in a BWR
Approx. 50 %
SP 2
Development of a non-destructive characterisation method for Pt deposits on
reactor components and chemical/microscopic analytics
Approx. 50 %
ported by scientific specialists and technical staff
Pt particles; concentration of iron-particles/crud in
from the Laboratory for Nuclear Materials (LNM)
the feed and reactor water; surface conditions of
and Hot Laboratory Division (AHL) at PSI (Compo-
the steel (roughness, oxide layer, etc.); penetrati-
nent Safety (BTS), Isotope and Elemental Analysis
on depth of Pt into cracks as a function of crack
(IEA) and Nuclear Fuels (NF) groups). NORA is pl-
opening, crack path (intergranular vs. transgra-
anned as a 3.5 years project. KKL and KKM provi-
nular) and flow rate; etc. In the first two experi-
de relevant in-kind contributions (e.g., by granting
ments the effect of Pt injection rate and pre-oxi-
access to information and the possibility to expo-
dation time on the ECP and Pt deposition on stain-
se flat and cracked specimens in KKL’s mitigation
less steel specimens were investigated. The results
monitoring system and reactor water sample line).
of these tests and a SEM micrograph of the latest
The focus of the second project year was the op-
experiment are briefly presented in the following
timisation of the experimental set-up, a first series
sub-chapters.
of Pt deposition experiments (eight tests) and an
assessment of the analytical techniques which are
used to analyse the Pt distribution on the speci-
3.1. Material and specimens
mens. In the following chapter results of the first
two experiments are briefly described and an ex-
For the investigation of the Pt deposition behavi-
ample of the Pt distribution on a specimen from
our a type 304L stainless steel (UNS S30403) from
the latest experiment is shown.
an original pipe from a nuclear power plant was
chosen [13]. Coupons (13 × 10 × 4 mm) with a de-
3. Results from the first
experiments
fined surface roughness (Ra
0.3 μm) were used
for the experiments. The specimens were either
pre-oxidised for about 310 h in HWC environment
or used in the «as received» state.
There are several aspects which are probably relevant for the Pt distribution and deposition behaviour on the water-wetted steel surfaces in a BWR.
3.2. Experimental procedure
Some of these points of interest are: amount, concentration and injection rate of the Pt injected into
The Pt deposition tests were performed in a so-
the feed water; flow velocity of the water on the
phisticated high-temperature water loop with 1 l
Pt treated steel surfaces; temperature of the feed
stainless steel autoclave (Figure 1). During the ex-
and reactor water; redistribution behaviour of the
periments all environmental parameters at inlet
Figure 1:
Schematic of the
high-temperature
water loop facility.
149
Table 2:
Summary of the major
test parameters during
the two experiments.
Experiment designation
Test 1
Test 2
Experiment duration [h]
477
305
Pressure [bar]
90
90
Temperatureautoclave [°C]
280
280
Mass flow rateinlet water [kg/h]
10
10
Water chemistry
Inlet
Outlet
Inlet
Outlet
Molar ratio (DH/DO)
DH [ppb]
DO [ppb]
Conductivity [µS/cm]
4.6
75
258
0.055
15
53
56
0.070
4.9
75
244
0.055
–
45
0
0.060
Pt conc. of solution [ppb]
9.7
9.6
Pt injection period [h]
207
40
Pt injection rate [µg/h]
0.24
1.20
24
120
48.6
47.9
Nom. Pt conc. in water [ppt]
Total Pt injected [µg]
and outlet (dissolved oxygen (DO), dissolved hyd-
for chemical analyses. A secondary electron detec-
T, p, flow rate, etc.) were recorded
tor was used to investigate the oxide layer topo-
continuously. Four coupon specimens (two pre-
graphy, whereas a back scattered electron detec-
oxidised and two in «as received» state) were ex-
tor was used to identify Z (chemical) contrast ac-
posed to the high-temperature water in the au-
ross the oxide layers.
toclave, whereas one of them («as received» sta-
The Pt concentration on the surface of all speci-
te) was electrically connected with a wire for ECP
mens was measured by Laser Ablation-Inductively
measurement. The ECP of this specimen, of the
Coupled Plasma-Mass Spectrometry (LA-ICP-MS).
autoclave and the redox potential (Pt sheet) were
Front and back side of the specimens were abla-
measured vs. a Cu/Cu2O ZrO2-membrane refe-
ted using a UV laser ablation system, coupled to
rence electrode. BWR conditions were simulated
a sectorfield ICP-MS instrument (Element 2, Ther-
rogen (DH),
k,
with high-purity water at a temperature of 280 °C
mo Fisher Scientific, Bremen, Germany). The la-
and pressure of 90 bar. For HWC conditions, a
ser system is a quadrupled Nd:YAG laser delive-
mixture of H2 and O2 was adjusted (stoichiomet-
ring a beam of 266 nm wavelength [15]. Analy-
ric excess of H2). The Pt compound (Na2Pt(OH)6)
ses of Pt on the specimens were carried out using
was injected through ion-chromatography tubing
a point analysis mode. The Pt standards used for
into the inlet water stream by an Eldex high-pres-
the calculation of the Pt concentration on the sur-
sure dosing pump after one week of pre-oxidation
face of the specimens are homogenous thin films
(«t = 0»). Following several pre-tests, two compa-
of Pt with a layer thickness of 0.14 and 1.4 nm on
rable tests were performed injecting the same to-
SiO2 substrate. The layer thickness corresponds to
tal amount of Pt at two different Pt injection ra-
0.3 and 3 µg/cm2.
tes. Compared to plant OLNC applications, injection rates as well as the total amount of Pt injected were much lower in these tests. Three days after the Pt injection was finished, the experiments
were shut-down. The major test parameters can
3.4. Effect of Pt injection rate on
the electrochemical corrosion
potential
be seen in Table 2.
Figures 2a and 2b show the course of the specimen, autoclave and redox potentials during Tests
3.3. Analytical techniques
1 and 2, respectively. The small fluctuations of the
potential curves are due to short interruptions of
150
The microstructural investigations were performed
the Pt injection (e.g., change of the Pt injection so-
using a Zeiss scanning electron microscope (SEM)
lution) and due to water sampling. Just before the
equipped with a field emission gun and X-ray
Pt injection the specimen potentials of both tests
energy dispersive spectrometer (EDS) from EDAX
were in a comparable range at about -200 and
Figure 2:
Course of the specimen,
autoclave and redox
potentials during the
two tests with different
Pt injection rates;
SHE = standard hydrogen electrode scale;
a) Test 1, b) Test 2.
-230 mVSHE. The slightly lower ECP in Test 2 can
ding to low Pt concentrations in the high-tempe-
be explained by the lower DO content in the out-
rature water) are less effective in depositing Pt on
let water. During each experiment more Pt depo-
the surface of stainless steel in BWR environment.
sits on the inner surface of the piping and auto-
The reason for this behaviour is not clear so far.
clave walls, which get more catalytic and therefo-
Further experiments with higher Pt injection rates
re more O2 is consumed. This can also be seen by
and amounts are necessary to confirm these ob-
the slightly lower redox potentials at the end of
servations and to find the optimal injection rate.
Test 1 and during Test 2. Shortly after the Pt injection was started the ECP decreased continuously
in both experiments, although with different ra-
3.5. Microstructure
tes and to a different extent. With the lower Pt injection rate (0.24 µg/h) the ECP of the specimen
Comparing the non pre-oxidised («as received»)
decreased during 220 h by 100 mV and with the
and pre-oxidised specimens, the latter one have a
higher injection rate (1.20 µg/h) the ECP decrea-
higher density of larger faceted Fe oxide crystals in
sed 160 mV in only 40 h, even though the total
the case of both tests. All pre-oxidised specimens
amount of Pt injected was the same in both cases.
have very fine particles attached to the larger face-
After the Pt injection was stopped the ECP slight-
ted particles (arrows in Figure 3c), however not
in Test 1
all particles are of the same elemental composi-
and at -360 mVSHE in Test 2. Considering the de-
tion. Only in the case of Test 2 some of them are
crease of the DO content during Test 1 this diffe-
found to be Pt particles (arrows in Figure 3h). The
rence is even more pronounced. The lower Pt con-
size distribution of the Fe oxide crystals differs bet-
centration measured on the specimens of Test 1
ween Tests 1 and 2, whereas the earlier one has
(see Section 3.6) fits well to these observations. It
larger crystals. This can be explained by the longer
seems that very low Pt injection rates (correspon-
test duration.
ly increased and stabilised at -290 mVSHE
Figure 3:
Secondary (a & c) and back
scattered (b & d) electron
(SEM) images of a non preoxidised (a & b) and preoxidised (c & d) specimen
from Test 1; secondary
(e & g) and back scattered
(f & h) electron (SEM)
images of a non preoxidised (e & f) and preoxidised (g & h) specimen
from Test 2.
151
3.6. Pt concentration on the
specimen surface
observations from the ECP measurements, SEM
and LA-ICP-MS analyses, these first tests show that
a more effective Pt deposition, resulting in a lower
Table 3 shows the Pt concentration measured on
ECP and therefore better protection against SCC,
the specimens from Tests 1 and 2. Although no
could be achieved using a higher Pt injection rate
Pt particles were discovered in the SEM analysis
(corresponding to a higher Pt concentration in the
(apart from the pre-oxidised specimens of Test 2),
high-temperature water). Pre-oxidation of the spe-
a very low but clearly measurable amount of Pt
cimens seems to additionally increase the Pt con-
has been detected on the surface of all specimens
centration on the specimen surface. Due to the
using LA-ICP-MS. The Pt concentration was found
preliminary character of these results no further
to be homogenous over the 120 measurement
conclusions can be drawn at this stage.
points across the front and back side of each spe-
A more detailed analysis of the surface/oxide film
cimen. However, the uncertainty level marked in
structure (e.g., using TEM) is necessary to get a
the table amounts up to 50 %, mainly caused by
more conclusive picture of the Pt distribution on
the calibration curve recorded at higher concent-
stainless steel. Experiments with higher amounts
rations.
of Pt (closer to plant OLNC application conditions)
In spite of the high level of uncertainty, a clear
and different injection rates are underway to con-
trend in Pt concentration between Tests 1 and 2
firm the results and to get better insights into the
and also between the non pre-oxidised and pre-
Pt deposition behaviour and processes behind. An
oxidised specimens can be seen. The specimens
example image from such a test is shown in the
of Test 1 have less Pt deposited on the surfaces
following sub-chapter.
than the ones from Test 2. This could be due to
the higher Pt injection rate in Test 2 resulting in a
higher Pt concentration in the high-temperature
water (Table 2). This result is also confirmed by the
3.8. Example image of a specimen
with higher Pt particle density
more pronounced reduction of the ECP during Pt
injection in Test 2 (see Section 3.4). In case of both
A SEM micrograph of a specimen from the latest
tests, the non pre-oxidised specimens revealed lo-
experiment, where a higher amount of Pt has been
wer Pt concentrations than the pre-oxidised. This
injected into the high-temperature water loop
might be explained by the different size distribu-
(665 µg) is shown in Figure 4. In contrast to the
tion of the oxide crystals, such as bimodal struc-
first two tests (see above) a rather high density of
tures, leading to a higher surface roughness and
small Pt particles with a size distribution ranging
therefore more effective Pt deposition behaviour.
from 12 to 20 nm (15 nm in average) can be observed on the oxide crystals. The analytical investigation of this test (together with other compara-
3.7. Summary
ble tests) is still ongoing and conclusive results are
expected soon.
In a sophisticated high-temperature water loop
facility at PSI two experiments were performed investigating the Pt deposition behaviour under si-
4. National collaborations
mulated BWR conditions at two different (extremely low) Pt injection rates and with differently
The collaboration and technology transfer on the
pre-treated coupon specimens. Taken together all
national level takes place within the Swiss nuclear
Table 3:
Pt concentration on the
surface of specimens from
Tests 1 and 2, determined
by LA-ICP-MS.
152
Test 1
Pt concentration [ng/cm2]
Test 2
Pt concentration [ng/cm2]
Non pre-oxidised
Pre-oxidised
Non pre-oxidised
Pre-oxidised
10 ± 3
17 ± 6
11 ± 5
19 ± 6
Figure 4:
SEM micrograph (back
scattered electron
image, Z contrast) of a
stainless steel specimen
from a test where 665
µg Pt was injected with
an injection rate of
11.6 µg/h. The Pt particles are represented by
the white dots on the
oxide crystals.
community. The NORA project consists of a con-
work of Excellence for Nuclear Plant Life Predic-
sortium formed by the Swiss Federal Nuclear Sa-
tion (NULIFE). PSI is also in close contact with GE
fety Inspectorate ENSI, the nuclear power plants
Global Research Centre concerning the research
Mühleberg (KKM) and Leibstadt (KKL) and two la-
on NobleChemTM. Additionally, cooperation with
boratories (Lab for Nuclear Materials and Hot Lab
the BWR Vessel and Internals Project of the Elec-
Division) at PSI. The ENSI and all Swiss utilities are
tric Power Research Institute (EPRI) was established
periodically informed on the actual project status
in 2011. PSI will provide KKL OLNC plant data for
during the annual ENSI-PSI project presentations.
EPRI, which they will use for the modelling of no-
Additionally, semi-annual project steering commit-
ble metal deposition in BWRs.
tee meetings are held where ENSI, KKM, KKL and
PSI are represented. Close collaboration exists also
to the KORA-II project.
perspectives for 2012
5. International collaborations
6.1. Assessment of 2011
The involved groups and scientists at PSI are very
The major part of the project goals and milesto-
well integrated in international research projects,
nes for the second project year has been achie-
networks and communities (e.g., International Co-
ved. The optimisation of the experimental facilities
operative Group on Environmentally-Assisted Cra-
at PSI (high-temperature water loop), a first series
cking of Water Reactor Structural Materials (ICG-
of Pt deposition experiments (eight tests) and the
EAC), European Co-operative Group on Corrosion
qualification of the analytical methods (investiga-
Monitoring of Nuclear Materials (ECG-COMON),
tion of the specimens by SEM, TEM and LA-ICP-
Working Party 4 (Nuclear Corrosion) of the Eu-
MS) covered the largest part of the project work
ropean Federation of Corrosion (EFC), etc.). Our
in 2011. Several meetings were held (at KKL, PSI
research activities are presented and discussed
and with EPRI), specimens exposed to the reactor
within these groups. Within the 6th EU-framework
water in KKL were transported to PSI, four confe-
program, the Component Safety group actively
rences (ICG-EAC 2011, EUROCORR 2011, GE-Hi-
participated as an associate member in the Net-
tachi Chemistry Conference 2011, and VGB Con-
153
ference Chemistry in Power Plants 2011) were attended and a Post-Doc (replacing V. Karastoyanov)
in: 2011 GEH Chemistry Conference, GE-H, San
Jose, CA, USA, September 26–27, 2011.
was recruited. Due to some difficulties with the
❚ V. Karastoyanov, S. Ritter, A. Ramar, S. Abolhas-
experimental facility and the change in personnel,
sani-Dadras, I. Günther-Leopold and N. Kivel,
there is a slight delay in some fields with regard to
«Laboratory Scale on-Line Noble Metal Deposi-
the very ambitious and optimistic time schedule in
tion Experiments Simulating BWR Plant Condi-
the project proposal [14]. This delay is regarded as
tions», in: VGB Conference «Chemistry in Pow-
uncritical, since it is expected that the major goals
er Plants 2011», VGB, Munich, Germany, Octo-
can be achieved until the end of the NORA project.
ber 26–27, 2011.
6.2. Perspectives for 2012
8. References
During the third year the systematic test program-
[1]R. Kilian and A. Roth, «Corrosion Behaviour
me in the high-temperature water loop and the
of Reactor Coolant System Materials in Nuc-
analysis of the specimens will be continued and
lear Power Plants», Materials and Corrosion,
first specimens from KKL will be investigated at
2002, 53, pp. 727–739.
PSI. Therefore, interesting results can be expected
[2]R.M. Horn, P.L. Andresen and J. Hickling,
for 2012. The final report of the literature survey
«BWR Alloy 182 Stress Corrosion Cracking
plant data
Experience», in: 5th Int. Symposium on Con-
evaluation will be finalised. Furthermore, the work
tribution of Materials Investigation to the Re-
on the development of the non-destructive tech-
solution of Problems Encountered in Pressu-
nique will be commenced. Beside the small delay,
rized Water Reactors (Fontevraud 5), Fonte-
and the results of the
NobleChemTM
the project can proceed as planed and described
vraud, France, September 23–27, 2002.
in the NORA project proposal [14] and as discussed
[3]K. Ishida, Y. Wada, M. Tachibana, H. Hoso-
and agreed with the ENSI in the semi-annual pro-
kawa and M. Nakamura, «Effects of Noble
ject steering committee meetings.
Metal Deposition Upon Corrosion Behavior of
Structural Materials in Nuclear Power Plants,
7. Publications
(I)», Nuclear Science and Technology, 2005,
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[4]Y.-J. Kim, «Effect of Noble Metal Addition
❚ S. Ritter, V. Karastoyanov, A. Ramar, I. Günther-
on Electrochemical Polarization Behaviour of
Leopold, S. Abolhassani-Dadras, N. Kivel and
H2 Oxidation and O2 Reduction on 304SS in
H.P. Seifert, «Noble Metal Deposition Behavi-
High Temperature Water», in: CORROSION
our in Boiling Water Reactors – the NORA Pro-
98, NACE, Paper No. 127, San Diego, CA,
ject», in: Annual Meeting of the International
[5]Y.J. Kim and P.L. Andresen, «Transformation
Cracking of Water Reactor Materials, G05 (CD-
Kinetics of Oxide Formed on Noble Metal-Tre-
ROM), Dresden, Germany, May 8–13, 2011.
ated Type 304 Stainless Steel in 288 Degrees
❚ V. Karastoyanov, A. Ramar, S. Ritter, S. Abolhas-
C Water», Corrosion, 2003, 59(6), pp. 511–
519.
«In-Situ Pt Deposition on Stainless Steel under
[6]Y. Wada, K. Ishida, N. Uetake, M. Nakamu-
Simulated Boiling Water Reactor Conditions –
ra and K. Akamine, «Characterization of No-
Effect of Injection Rate on the Corrosion Poten-
ble Metal Deposition on Type 304 Stainless
tial and Pt Distribution», in: EUROCORR 2011,
Steel», in: 10th Int. Conference on Environ-
EFC, 4858 (CD-ROM), Stockholm, Sweden, Sep-
mental Degradation of Materials in Nuclear
tember 4–8, 2011.
Power Systems – Water Reactors, NACE/TMS/
❚ A. Ramar, S. Ritter, V. Karastoyanov, S. Abolhas-
154
USA, March 22–27, 1998.
Cooperative Group on Environmentally Assisted
ANS, Lake Tahoe, NV, USA, August 6–10,
2001.
«Noble Metal Deposition Behavior in BWRs – the
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NORA Research Project and Preliminary Results»,
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in: 5th Int. Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, NACE, Monterey, CA,
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[8]T.M. Angeliu, S. Hettiarachchi, Y.J. Kim, T.P.
tial (ECP) Reduction and Crack Mitigation Ex-
Diaz and P.L. Andresen, «Application of Cata-
periences with NoblechemTM and On-Line No-
lytic Nanoparticles to High Temperature Wa-
blechemTM», in: 14th Int. Conference on Envi-
ter Systems to Reduce Stress Corrosion Cra-
ronmental Degradation of Materials in Nuc-
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dras, I. Guenther-Leopold, and N. Kivel, «In-
Int. Conference on Envi-
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ronmental Degradation of Materials in Nuc-
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12th
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Chemical Addition Process on Electrochemi-
D. Günther and I. Günther-Leopold, «A Laser
cal Catalytic Response in High Temperature
Ablation System for the Analysis of Radioacti-
Int. Conference on Environ-
ve Samples Using Inductively Coupled Plasma
mental Degradation of Materials in Nuclear
Mass Spectrometry», J. Anal. At. Spectrom.,
Power Systems – Water Reactors, NACE/TMS/
2007, 22, pp. 399–402.
Water», in:
13th
155
PISA
Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis
M. Niffenegger, H.P. Seifert, G. Qian, H. Leber, P. Simon
Institution
Paul Scherrer Institut, Laboratory for Nuclear Materials
Address
5232 Villigen
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 26 86 [email protected],
www.psi.ch and
http://lnm.web.psi.ch/ssi/lnm_projects_cs.html
Duration of Project January 1, 2009 to December 2011
ABSTRACT
could be accepted for a routinely assess-
The PSI-ENSI project PISA is dedicated to the
ment of neutron embrittlement.
investigation of new methods for the non-de-
❚ A literature research, accompanied by the
structive detection of neutron embrittlement
participation in international specialists
(Subproject I), the state-of-the-art of Reactor
meetings, resulted in the identification of
Pressure Vessel (RPV) integrity analysis (Sub-
open questions in the field of RPV integri-
project II) and the complementing of deter-
ty analysis and of possible topics for future
ministic integrity assessment by probabilistic
research.
methods (Subproject III) [1]. The major goals
❚ The Probabilistic Fracture Mechanics (PFM)
of the project are to identify existing knowl-
code FAVOR was successfully applied to
edge gaps and needs for further research con-
study the safety margin of a RPV (calcula-
cerning RPV safety as well as to gather the ex-
tion of the conditional probabilities of crack
pertise in this field with respect to a safe op-
initiation and failure) for Pressurized Ther-
eration of Swiss Nuclear Power Plants (NPPs).
mal Shock (PTS) load.
The project is clearly focussed on the predic-
❚ The Master Curve method has been applied
tion and monitoring of material embrittle-
in the FAVOR code for considering the frac-
ment and on structural and fracture mechan-
ture toughness of the RPV material more
ics simulations of RPV’s behaviour.
realistically.
The main results achieved within the report
❚ The ASME model lead to more conservative
period 2011 are:
results than the FAVOR model and the Mas-
❚ A
new ThermoElectric Power device (TEP)
ter Curve method yield the least conserva-
was built, tested and applied to RPV-mate-
tive results.
rial at PSI. It turned out that it has several
❚ The Master Curve method is more realistic
advantages as better accuracy and excellent
and promising than the FAVOR and ASME
repeatability for measuring the Seebeck co-
models for considering the fracture tough-
efficient of Charpy-Surveillance specimens.
ness.
❚ T
he TEP-method is a promising method
Valuable knowledge and expertise in the field
for the non-destructive evaluation of RPV-
of RPV safety assessment as well as important
embrittlement, but further development
contacts to the leading scientist in this field
and tests to acquire the material proper-
were acquired within the project.
ties would be required before the method
157
1. Introduction
2.2. SP 2: State-of-the-Art in the
Field of RPV Integrity Analysis
The RPV, as one of the most important safety barriers of light water reactors, is exposed to neut-
❚ L iterature research with the intention to iden-
ron irradiation at elevated temperatures, which
tify the state-of-the-art of RPV integrity analysis
results in embrittlement of the RPV steel. The re-
and to evaluate the prediction methods for the
sulting decrease of the fracture toughness rai-
irradiation embrittlement of ferritic RPV steels.
ses the probability of brittle failure due to, e.g.
❚ R
eview of current research topics and evaluation
of ongoing international projects.
PTS. Sufficient margins against brittle failure have
thus to be assured during the whole anticipated
life-time.
The project PISA is manly dedicated to the inves-
2.3. SP 3: Probabilistic Integrity
Assessment
tigation of new methods for the non-destructive
detection of neutron embrittlement (Subproject I,
❚ D
evelopment of the methodology for probabilis
40 %), the state-of-the-art of RPV integrity analy-
tic assessment of RPVs and application to nuclear power plants.
sis (Subproject II, 20 %) and the complementing
of deterministic integrity assessment by probabili-
❚ A
pplication of the probabilistic code FAVOR to
stic methods (Subproject III, 40 %) [1]. The project
the assessment of a specific RPV under PTS load.
is clearly focussed on the prediction and monito-
❚ F urther development of the code in order to al-
ring of material embrittlement and on structural
low also probabilistic assessment of piping com-
and fracture mechanics simulations.
ponents by considering corrosion damage.
2. Project goals for 2011
3. Work carried out and results
obtained
2.1. SP 1: Non-destructive
Determination of RPV Material
Embrittlement
3.1. SP 1: Non-destructive
Determination of RPV Material
Embrittlement
❚ Development and optimization of a new thermo-
electric nondestructive testing device.
Figure 1a:
Principle schema of the
new TEP-device.
❚ Application of the thermoelectric method on ir-
Figure 1b:
TEP-device consisting of
sensor, nanovolt-meter
and control-unit.
1a
3.1.1. A new Thermo Electric Power (TEP)
Device (TSP) developed by PSI
radiated Surveillance specimens of Swiss NPPs
The thermoelectric power method for the non-
and assessment of the suitability for practical
destructive evaluation of neutron embrittlement
application.
was investigated [2]. The main goal is to impro-
1b
158
Figure 2:
Repeatability of the new
device TSP compared to
the old one TEP.
ve the applicability of measuring the Seebeck coefficient
. The accuracy of
is mainly determi-
ned by the measuring method itself (accuracy of
measured temperatures and voltage), the offset
which is given by the electronic components of
the TEP-measuring system, the environment (ambient temperature and humidity) and the material
dependent scatter of
which may vary in space
on the micro- or macroscopic scale. Dependent on
the material type, the scatter of
can be rather
large.
In order to improve the precision and repeatabiliFigure 3:
Seebeck coefficient
vs. fluence for KKG
specimens.
ty, a new TEP-device was developed and tested at
PSI. The device shown in Fig. 1 allows to apply a
constant temperature gradient on Charpy specimens and to measure the electric voltage over this
gradient.
is then calculated by dividing the ther-
moelectric voltage by the temperature difference.
The advantage of applying a constant temperature
gradient is that
is averaged over a larger volu-
me while other instruments yield very local values which may result in large scatter due to material inhomogeneity. The so achieved repeatability is
smaller than 10 nV/K.
Fig. 2 shows the increase in repeatability of the
Note that in the Charpy impact test the measu-
new device (TSP) compared to the old one (TEP).
red specimens were broken at different tempera-
The results stem from specimens made of unir-
tures and are therefore partially plastic deformed.
radiated RPV base material (GW), material from
Therefore time consuming preparation of the sam-
weld (SG) and heat affected zone (WEZ). A clear
ples surface was needed before precise measure-
difference between GW and SG was observed,
ments were possible.
whereas the difference between SG and WEZ
is small. It was demonstrated that the TSP de-
3.1.3. Results and discussions
vice provides more precise results than the TEP
The test results of the new TSP-device are very sa-
device.
tisfying since both the repeatability and accuracy
are excellent. Furthermore, the in-situ processing
3.1.2. Application of the TEP method to the
assessment of irradiated RPV material
of the measured parameters as temperatures, vol-
The main goal of this subproject is to develop a
dynamics of the measurement. This is an impor-
method that allows to measure the Seebeck co-
tant advantage towards more reliable results.
efficient on Surveillance specimens and to use the
The measurement of irradiated Surveillance spe-
results for the direct determination of the shift
cimens confirmed former measurements. Howe-
of the ductile-to-brittle transition temperature,
ver, the inherent scatter of the material properties,
which is a measure for the material embrittle-
which is also reflected in the conventional Char-
ment. For this purpose the knowledge of materi-
py impact test results, remains relatively large. It
al dependent calibration curves are necessary. For
is therefore recommended to use the average va-
this reason the Seebeck coefficient of a set irra-
lue of a set of specimens at each fluence to ob-
diated Charpy specimens taken from the Surveil-
serve the change of . Single measurements on ir-
lance program of the KKG (base material) were de-
radiated, deformed and broken specimens show
bet-
a scatter that makes it difficult to distinguish the
termined. Fig. 3 shows that the change of
ween unirradiated and irradiated material up to
a fluence of
2.6 × 1019
n/cm2
is about 400 nV/K.
tage and Seebeck coefficient allows insight to the
change of
due to small increase of the fluence.
Nevertheless, the monotonic increase of
due to
159
neutron irradiation can clearly be measured. With
quality-assured international surveillance data ba-
a sufficient knowledge of the material properties,
ses. For older reactors, which are close to the PTS
adequate surface preparation and careful applica-
limits, open questions are primarily related to the
tion of the TEP-method it could be used to predict
warm pre-stress effects (WPS) and multi-axial frac-
the shift of the ductile-to-brittle transition tempe-
ture mechanics [3,4,5]. An ongoing European pro-
rature, which is a measure for the material emb-
ject (NESC VII) for the application of WPS in RPV
rittlement.
assessment including biaxial loading will end during 2012 [6].
In the last decade, complementary probabilistic in-
3.2. SP2: State-of-the-Art in the
Field of RPV Integrity Analysis
tegrity assessment methods have been developed,
which allow a better assessment of the safety margin situation. These models are able to consider
A literature research, accompanied by the partici-
both random (e.g., material behaviour in the duc-
pation in international specialists meetings, resul-
tile-to-brittle transition region) and lack of know-
ted in the identification of open questions in the
ledge uncertainties (e.g., defect sizes and distribu-
field of RPV integrity analysis and of possible to-
tions, transients) or inherent material scatter and
pics for future research. Qualified and well-appro-
variability (e.g., Cu content, yield stress). However,
ved tools for deterministic fracture mechanics in-
so far, the probabilistic methods currently only al-
tegrity assessments, for monitoring of irradiation
low simplified analysis (2D, simple geometries &
embrittlement (surveillance program) and mitiga-
boundary conditions) and their experimental vali-
tion (e.g., flux reduction) are available. The cur-
dation is difficult. Many assumptions (e.g., distri-
rent deterministic evaluation methods are conser-
butions for defect sizes) have a rather weak basis,
vative and adequate under most circumstances
but may have a strong influence on the failure fre-
(with only minor uncertainties for operation peri-
quency. Several research projects (EU and OECD)
ods < 50 years and CH-LWRs).
to improve probabilistic integrity assessment of
Ongoing research projects are focussed on the de-
RPVs are therefore currently in discussion.
velopment of better mechanistic models, predic-
Two reports describing the state-of-the-art in the
tion, and micro-structural characterization of irra-
field of RPV integrity analysis and RPV irradiation
diationinduced embrittlement for RPV steels. Most
embrittlement are in preparation and will be sent
R&D needs are identified in the context of lifetime
to ENSI by the end of March 2012.
extension and long-term operation over 50 to 60
years or for old plants, which are close to limits
with minimal margins with regard to uncertainties. Important topics are, e.g., the general lack of
(surveillance) data and knowledge on the embritt-
3.3. SP 3: Probabilistic Integrity
Assessment of a RPV under
PTS load
lement behaviour at high fluences > 2 to 3 × 1019
n/cm2. The potential formation of late blooming
The developed numerical tools for the integrity
phases in low Cu materials and of Cu-catalyzed
assessment of RPVs were first validated by com-
Mn- and Ni-rich precipitates in high Ni and Mn
paring own results with those from international
and medium to high Cu steels represent a con-
benchmarks (e.g. PROSIR). In a second step the
cern for very high embrittlement rates well abo-
method was applied to the calculation of proba-
ve the current prediction curves at high fluences.
bilities for crack initiation and failure of a RPV loa-
The validation of the universal shape of the Mas-
ded by two particular PTS transients. The compu-
ter Curve at high fluences and high degree of em-
ter code FAVOR is used for this analysis, the gene-
brittlement as well as for intergranular cracking
ral assessment procedure is described in detail in
and crack arrest represents a further important re-
the ENSI Research Report 2010 [2]. In brief it inclu-
search need. Another ongoing international ef-
des the calculation of transient temperature fields
fort is the development of new physical prediction
in the RPV wall, based on the history of cooling
curves for irradiation embrittlement with conside-
water temperature, heat transfer coefficients and
ration of the current level of mechanistic and mi-
the thermal properties of the RPV material. In a se-
crostructural understanding and their validation by
cond step the concerning strains and stress inten-
160
3.3 SP 3: Probabilistic Integrity Assessment of a RPV under PTS load
The developed numerical tools for the integrity assessment of RPVs were first validated by comparing own results with those from international benchmarks (e.g. PROSIR). In a second step the
method was applied to the calculation of probabilities for crack initiation and failure of a RPV
loaded by two particular PTS transients. The computer code FAVOR is used for this analysis, the
general assessment procedure is described in detail in the ENSI Research Report 2010 [2]. In
sity
factors (SIF) at the crack tip of assumed initial
brief it includes the calculation of transient temperature fields in the RPV wall, based on the history
cracks
are calculated
and compared
with the
frac- and the thermal properties of the RPV maof cooling
water temperature,
heat transfer
coefficients
terial.
In a second
stepmaterial.
the concerning strains and stress intensity factors (SIF) at the crack tip of
ture
toughness
of the
assumed initial cracks are calculated and compared with the fracture toughness of the material.
Figure 4:
Simplification of
the RPV with a two-
dimensional numerical
model containing axial
and circumferential
semi-elliptical surface
cracks [Dimension in
mm].
3.3.1 Numerical
Numerical model
of the
RPVRPV
3.3.1
model
of the
Forthe
the numerical
numerical analysis
thethe
FAVOR
For
analysisofofthe
theRPV
RPVbyby
FA- code, a simple two-dimensional model containing only the characteristic properties of the real RPV is created. The inner side of a RPV is
VOR
code,toa be
simple
two-dimensional
con- by the downstream of emergency cooling
assumed
subjected
to a thermal model
shock caused
water.
Even
though
the
downstream
is
not
homogeneous
but typically in a plume shape coming
taining only the characteristic properties of the real
from the inlet nozzles, in the numerical model the thermal load is assumed to be rotationally symmetric and homogeneous along the z-axis. A semi-elliptical surface crack with axial or circumfertoential
be subjected
thermal in
shock
causedregion
by the
orientationto
is a
postulated
the beltline
of the RPV, as shown in Fig. 4.
RPV is created. The inner side of a RPV is assumed
downstream of emergency cooling water. Even
though the downstream is not homogeneous but
typically in a plume shape coming from the inlet
nozzles, in the numerical model the thermal load
is assumed to be rotationally symmetric and homogeneous along the z-axis. A semi-elliptical surface crack with axial or circumferential orientation
However, in the following only conditional proba-
is postulated in the beltline region of the RPV, as
bilities, i.e. with the assumption that a certain tran-
shown in Fig. 4.
sient occurs (with a probability of 100 %), are pre-
In a deterministic assessment of RPVs, crack initiation or fracture is assumed to occur, when
the stress intensity factor KI exceeds the fracture
toughness KIC. The calculation of the KI is typically
sented. Since the actual occurrence of these transi-
Fig. 4: Simplification of the RPV with a
ents is very small,
the actual
failure
probability due
two-dimensional
numerical
model
containing
axial
and
circumferential
semi-elliptical
to a PTS is much smaller than the conditional prosurface cracks [Dimension in mm].
babilities given below.
based on influence functions or on the finite ele-
Two transients, one concerning a 70 cm2 and the
ment method. The fracture toughness according
other describing a 3 cm2 leak were considered. The
to ASME is calculated by:
history of the water temperatures, pressure and
heat transfer coefficients for the two transients are
, (1)
where
.
(2)
shown in Figs. 5 and 6.
3.3.2. Results and discussion
(1)
(2)
3.3.2.1. Assessment by using the prediction
function
RTNDT0 is the initial (for the unirradiated material)
A linear elastic fracture mechanics analysis is per-
nil-ductility reference temperature. Two different
formed for a fluence of 6.04 × 1019 n/cm2 (accor-
methods to determine the shift RTNDT due to neu-
ding to 60 years of full power operation) consi-
tron irradiation were applied, namely the one ac-
dering all the variables as deterministic. All ther-
cording RG 1.99 Rev. 2 in which a prediction curve
mo-mechanical material properties for the base
based on chemical components and fluence is gi-
and cladding material are considered temperature
ven and the method in which direct use of Surveil-
dependent. Axial surface cracks with a depth of
lance data (measured T41J) is made. However, the
17 mm, 13 mm and 9 mm, and an aspect ratio of
results from the latter are not shown in this report.
6 are considered in the Core region 1 of the ves-
According to regulation guide 10CFR50.61 [3] is-
sel. Prediction function is used to calculate RTNDT.
sued by the U.S. NRC, RTNDT is the screening crite-
A comparison between KI and KIC of the crack tip,
rion used to define the limiting RTNDT. It specifies
as shown in Figs. 7 and 8, shows that during both
RTNDT < 149 °C for circumferential welds and RTNDT
the 3 cm2 and 70 cm2 leak transients KI is always
<132 °C for axially oriented welds and plates. For
smaller than KIC, implying crack initiation won't
the probabilistic safety assessment, the total failu-
occur according to the deterministic analysis.
re probability, that is the sum of the failure proba-
In the probabilistic analysis, the main material
bilities corresponding to the individual failure sour-
parameters are considered as random variables
ces, is compared to the acceptance criterion (cur-
(characterized by a mean values, standard devi-
rently 5×10-6 / year) acc. to U.S. NRC RG 1.154 [7].
ation and distribution type) as shown in Table 1
161
Table 1:
Main random variables
used for the study
for the Core region 1
of RPV.
Mean value
Standard deviation
Distribution type
Copper content [wt. %]
0.092
0.01
Normal
Nickel content [wt. %]
0.71
0.05
Normal
Phosphorous content [wt. %]
0.014
0.001
Normal
9
Normal
Parameters
RTNDT0 [°C]
f0 [1019 n/cm2]
–1
1 up to 5
10% of mean value
Normal
RTNDT [°C]
RG 1.99 Rev. 2
KIC reference curve (FAVOR)
KIC max=220 [MPa∙m0.5]
ORNL method
Weibull
KIa reference curve (FAVOR)
KIa max=220 [MPa∙m0.5]
ORNL method
Lognormal
9.4
Normal
for the Core region 1 of the RPV, which is the
Figs. 9 and 10 also show that failure probability of
most critical material involved. The conditional
the 3 cm2 transient is much lower than that of the
crack initiation and failure probabilities at diffe-
70 cm2 leak transient, which is in agreement with
rent neutron fluences without considering WPS
the deterministic results. From Fig. 9, the crack in-
are given in Figs. 9 and 10. WPS effects have a
itiation is almost the same as the failure probabi-
positive influence on the stress state at the crack
lity for the same crack during the 3 cm2 leak tran-
tip and are made responsible that if KI was alrea-
sient. It means in this case, once crack initiation
dy larger at higher temperature during a transi-
occurs, it will lead to final failure rather than to
ent, cracks are not initiated, even if KI is larger
crack arrest.
than KIC. Therefore, if the WPS effects are consi-
In addition, it is shown in Fig. 10 that under the
dered, the calculated probabilities for crack initi-
70 cm2 transient, the failure probability of the
ation and failure are zero.
crack with a depth of 13 mm is the highest one.
The failure probability of the crack with a depth
Figure 5:
Water temperature
history of the 3 cm2 and
70 cm2 leak transients.
of 9 mm is higher than that of the crack with a
depth of 17 mm. It implies that the shorter crack
doesn’t necessarily lead to a smaller failure probability, which is due to the fact that both KI and KIC
increase with the crack depth. Thus, in the inspection of the RPV, attention should be given to both
the shorter and deeper cracks.
3.3.2.2 Sensitivity analysis
In the sensitivity analysis, the influence of the mean
values of the contents of Cu, Ni, P and RTNDT0 on
Figure 6:
History of pressure and
heat transfer coefficient
of the 3 cm2 and 70 cm2
leak transients.
the crack initiation and failure probability of the
RPV subjected to the 70 cm2 leak transient was
analyzed. An axial crack with a depth of 17 mm
and neutron fluence f0 of 5 × 1019 n/cm2 are assumed in the Core region 1 of the RPV. The crack
initiation and failure probabilities increase from
about 0 to 0.55 and 0.65, respectively, when increasing the Cu content from 0.1 % to 0.25 %. If
RTNDT0 is changed from –20°C to 20°C the crack
initiation and failure probabilities increase by a factor 1000, whereas the influence of Ni and P content is negligible.
162
Figur 7 (left):
Comparison of KI and
KIC (before and after
irradiation) of the RPV
subjected to the 3 cm2
leak transient for axial
cracks.
Figur 8 (right):
Comparison of KI and
KIC of the RPV subjected
to the 70 cm2 leak transient for axial cracks.
Figure 9 (left):
Conditional probabilities for crack initiation
and failure of the RPV
leak transient, without
considering WPS.
Figur 10 (right):
Conditional probabilities for crack initiation
and failure of the RPV
leak transient, without
considering WPS.
4. National Cooperation
thermally treated steel of type WB36 was compared with the Charpy energy in order to evalua-
On the national level the cooperation and tech-
te the influence of temperature and time of tem-
nology transfer takes place in the field of nuclear
pering. The accuracy of the TEP-method is impro-
community. The regulatory authority ENSI and the
ved. Sufficient knowledge of the material proper-
Swiss utilities are regularly informed about the re-
ties, adequate surface preparation and careful ap-
sults of the project. Exchange of information with
plication of the TEP-method is needed to predict
the power utility representatives also takes place
the shift of the ductile-to-brittle transition tempe-
within the annual meetings of the steering com-
rature which is a measure for the material emb-
mittee «Begleitgruppe Material» of the swiss-nuc-
rittlement.
lear Plant Life Management (PLiM) project.
Deterministic and probabilistic analyses of a RPV
subject to PTS transients have shown the influence
of the considered parameters on the probability of
5. International Cooperation
both, the initiation of cracks and the failure of the
RPV, respectively. Sensitivity analysis shows that
In the frame of the PISA project we are represen-
the failure probability increases with increasing of
ted in the Network of Excellence NULIFE (Nuclear
Cu, Ni and RTNDT0, whereas it is more sensitive to
Frame-
RTNDT0 and Cu than to Ni and P. Due to the fact
work Program. A participation in an Asian Round
that both KI and KIC increase with the crack depth,
Robin is foreseen in 2012.
shorter crack doesn’t necessarily lead to a smaller
Plant Life Prediction) of the EURATOM
6th
failure probability. It is shown that considering the
WPS effect decreases the probability by more than
two orders of magnitude.
In 2012, a quantitative analysis of WPS effects is
foreseen as a next step in the PISA-II project. In the
The majority of the project goals for the third pro-
next step a three-dimensional model of the RPV
ject year are achieved. The Seebeck coefficient of
will be used for considering plumes.
163
7. Publications
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164
Bruchmechanik
Bruchmechanische Bewertung von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten
Autor und Koautoren M. Thiele, H.-W. Viehrig
Beauftragte Institution Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf
Adresse Postfach 510119, 01314 Dresden, Deutschland
Tel., E-Mail, Internetadresse
+49 351 260 2216, [email protected], www.hzdr.de
Dauer des Projekts 1. April 2010 bis 31. Dezember 2012
Zusammenfassung
-93,7 °C mit einer Standardabweichung von
Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung der
8,7 K. Für die 1T C(T)-Proben mit TL-Orientie-
schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d [1]
rung aus unterschiedlichen Dickenlagen er-
regelt in der Anlage 5 einige Aspekte zum
gibt sich eine T0 von -90,5 °C mit einer Stan-
Nachweis der Sprödbruchsicherheit der Re-
dardabweichung von 7,5 K und für TS-orien-
aktordruckbehälter (RDB). Diese Anlage ent-
tierte Proben eine T0 von -96,4 °C mit einer
hält die Option, analog zu den ASME Code
Standardabweichung von ebenfalls 7,5 K. Im
Cases N-629 [2] und N-631 [3] die nach dem
Vergleich zu den 0,4T SE(B)-Proben liegt die
Prüfstandard ASTM E 1921 [4] ermittelte Re-
T0 für beide Probenorientierungen etwa 3 K
ferenztemperatur T0 als Referenztemperatur
tiefer. Bei der Berechnung der T0 mit KJc(1T)-
der KIC-Grenzkurve zu verwenden. Ziel dieses
Werten von 0,4T SE(B)-Proben aus den Di-
Vorhabens ist, die Anwendbarkeit des Prüf-
ckenlagen der Voreilproben nach KTA 3203
standards ASTM E 1921 auf RDB-Mehrlagen-
[5] und ASTM E 185-10 [6] wird für die TS-
schweissnähte zu überprüfen und notwendi-
orientierten Proben eine T0 von -95,2 °C und
ge Sicherheitsmargen zu validieren. Die Unter-
für die TL-orientierten Proben eine T0 von
suchungen werden an der Umfangsschweiss
-87,6 °C bestimmt. Obwohl für TL-orientier-
naht zwischen dem oberen und unteren
te Proben aufgrund des makroskopisch in-
Schmiedering des RDB vom nicht in Betrieb
homogenen Gefüges die Grundannahmen
genommenen Kernreaktor Biblis C durchge-
des Master-Curve-Konzeptes nicht zutreffen,
führt. Im Vorhaben wird weiterhin der Ein-
wurden im Vergleich zu TS-Proben eine hö-
fluss der Probenorientierung auf die Streuung
here T0 bei geringerer Streuung der K Jc(1T)-
der Bruchzähigkeit beim instabilen Versagen
Werte gemessen. Daraus folgt, dass der Prüf-
der Proben und die daraus berechnete T0 un-
standard ASTM E1921 auch auf TL-orientierte
tersucht.
Proben aus Mehrlagenschweissgut angewen-
Die Untersuchungen haben ergeben, dass
det werden kann. Die Spannweite der über
die nach ASTM E 1921 ermittelten Refe-
die Dicke der Schweissnaht gemessenen Re-
renztemperaturen T0 für TL-orientierte Pro-
ferenztemperaturen T0 beträgt für die 0,4T
ben höher sind als für TS-orientierte Proben.
SE(B)-Probe 39 K bei der TL-Orientierung und
Dies gilt sowohl für die 0,4T SE(B)-Probe als
42 K bei TS-Orientierung. Grund für diese
auch für die 1T C(T)-Probe. Die 0,4T SE(B)-
Abweichung ist der inhomogene Gefügezu-
Proben mit TL-Orientierung aus 24 Dicken-
stand des Schweissguts. Mit fraktografischen
lagen ergeben eine gemittelte Referenztem-
und metallografischen Untersuchungen wird
peratur von -86,2 °C und eine Standardab-
gezeigt, dass sowohl bei TL- als auch bei TS-
weichung von 11,1 K. Für die 0,4T SE(B)-Pro-
orientierten Proben die Rissinitiierungsorte
ben mit TS-Orientierung von 23 Dickenlagen
über der gesamten Rissfront statistisch ver-
beträgt die gemittelte Referenztemperatur
teilt sind.
165
Projektziele
clear Power Plants» [9], welche die Anwendung
des MC-Konzeptes und die Festlegung von Sicher-
International besteht der Trend, die für eine Spröd-
heitsaufschlägen beinhaltet.
bruchsicherheitsbewertung notwendige Bruchzä-
Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung der
higkeit der RDB-Werkstoffe nicht mit der in den
schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d [1] re-
derzeitigen Regelwerken enthaltenen indirekten
gelt in der Anlage 5 einige Aspekte zum Nachweis
und korrelativen Verfahrensweise zu bestimmen,
der Sprödbruchsicherheit der Reaktordruckbehäl-
sondern direkt mit den Voreilproben zu messen.
ter (RDB). Diese Anlage enthält die Option, analog
Seitens der Betreiber und Aufsichtsbehörden be-
zu den ASME Code Cases N-629 [2] und N-631 [3]
steht zunehmend die Zielstellung, Regeln und
die nach dem Prüfstandard ASTM E 1921 ermittel-
Entscheidungen auf der Basis eines quantifizier-
te Referenztemperatur T0 als Referenztemperatur
ten Risikos zu treffen [7], [8], [9]. Das Master-Cur-
der KIC-Grenzkurve zu verwenden.
ve-(MC-)Konzept nach Wallin [10], [11] empfiehlt
Ziel dieses Vorhabens ist, die Anwendbarkeit des
sich dafür als ein geeignetes Werkzeug. Das Kon-
Prüfstandards ASTM E 1921 auf RDB-Mehrlagen-
zept hat bereits mit dem US-amerikanischen Stan-
schweissnähte zu überprüfen und notwendige Si-
dard ASTM E 1921 [4] «Standard Test Method for
cherheitsmargen zu validieren. Der verwendete
Determination of Reference Temperature, T0, for
Werkstoff eröffnet die Möglichkeit, eine bruch-
Ferritic Steels in the Transition Range» Eingang
mechanische Charakterisierung an Schweiss-
in die Regelwerke gefunden. Bei der Einführung
gut durchzuführen, welches repräsentativ für
des MC-Konzeptes in die Sprödbruchsicherheits-
die Kernkraftwerke in der Schweiz ist. Mit die-
bewertung von RDB wird ein kurzfristig zu reali-
ser Untersuchung kann die Anwendbarkeit des
sierender und ein langfristiger Weg beschritten [7],
Master-Curve-(MC-)Konzeptes auf das Schweiss-
[8]. Kurzfristig möchte man die historische Verbin-
gut von Mehrlagenschweissungen und die Re-
dung zu den vorhandenen KIC-Grenzkurven, die
präsentativität der mit Voreilproben aus unter-
auf umfangreichen Datenbanken basieren, beibe-
schiedlichen Bereichen der Schweissnaht ermit-
halten. Der ASME-Code Case N-629 [2], «Use of
telten Referenztemperatur T0 bewertet werden. In
Fracture Toughness Test Data to Establish Refe-
der Schweiz sind die Voreilproben aus Schweiss-
rence Temperature for Pressure Retaining Materi-
gut überwiegend TL-orientiert, d.h. die Rissfort-
als for Section XI» legt eine auf T0 basierende Re-
schrittsrichtung ist die Schweissrichtung. Bei die-
ferenztemperatur RTTo entsprechend Gl. (1) fest.
ser Probenorientierung umfasst die Rissfront mehrere Schweisslagen mit einem makroskopisch in-
RTT0 = T0 + 35 F (19,4 K)
(1)
homogenen Gefüge, für welches das Master-Curve-Konzept gemäss Definition nicht gilt. Es wird
Der Vorteil liegt darin, dass es sich um eine bruch-
geprüft, ob TL-orientierte Proben für die bruch-
mechanisch definierte Referenztemperatur han-
mechanische Prüfung von Schweissgut nach dem
delt, die direkt aus gemessenen KJc-Werten für den
Master-Curve-Konzept geeignet sind. In diesem
bestrahlten Zustand berechnet wird. Langfristig
Zusammenhang wird auch der Einfluss der Pro-
soll die MC direkt als Bruchzähigkeitskurve ver-
benorientierung auf die Streuung der Bruchzähig-
wendet werden. Die im 5. Rahmenprogramm der
keit und die daraus berechnete Referenztempera-
EU entwickelte VERLIFE-Prozedur [12] «Unified
tur T0 untersucht.
procedure for lifetime assessment of component
and piping in WWER NPPs» verwendet die MC für
5 % Bruchwahrscheinlichkeit als untere Grenzkurve der Bruchzähigkeit und ist die erste direkte An-
Durchgeführte Arbeiten und
erreichte Ergebnisse
wendung des MC-Konzeptes. Die 5 %-MC wird
mit einer Referenztemperatur RT0 auf der Tempe-
Material und Proben
raturachse justiert, welche nach ASTM E 1921 er-
Das verwendete Schweissgut stammt aus der Um-
mittelt und mit einem Sicherheitsaufschlag verse-
fangsschweissnaht zwischen dem unteren und
hen wird. Weiterhin gibt es die Richtlinie «IAEA
oberen Schmiedering vom RDB des nicht in Betrieb
Guidelines for Application of the Master Curve Ap-
genommenen Biblis-C-Reaktors. Die Angaben zum
proach to Reactor Pressure Vessel Integrity in Nu-
Zusammenfügen der Schmiederinge bzw. die In-
166
formationen der verwendeten Schweisszusatzwerkstoffe und -hilfsstoffe können aus dem ENSIJahresbericht 2010 [13] entnommen werden. Für
die Untersuchungen standen die Segmente 220 AB
S und 220 AD3 S zur Verfügung, welche aus den
Teilstücken 220 AB und 220 AD3 des RDB stammen (siehe Abbildung 1).
Die Probenfertigung der 0,4T SE(B)-Proben (T =
25,4 mm) aus dem Segment 220 AB S ist in dem
ENSI-Jahresbericht von 2010 beschrieben [13]. Für
die Untersuchungen des Einflusses der Proben
orientierung auf die Streuung der Bruchzähigkeit
wurden die Proben mit TL- (Probenachse axial und
Rissfortschritt in RDB-Umfangsrichtung) bzw. TSorientiertem (axial und Rissfortschritt in RDB-Dickenrichtung) Hauptkerb gefertigt.
Für die Untersuchung des Einflusses der Probengrösse auf T0 und zur Ermittlung von ISO-V-Parametern im Kerbschlagbiegeversuch sind weiterhin 1T C(T)- bzw. ISO-V-Proben aus dem Segment 220 AD3 S gefertigt worden (siehe Abbildung 2; O: oberer Ring, S: Schweissnaht und U:
unterer Ring). Dazu ist ein Block S (Schweissnaht),
der Abmessung 125 mm × 218 mm × 277/313
mm, aus dem Segment herausgetrennt und quer
zur Schweissrichtung (L) in zwei Teilstücke aufgetrennt worden. Wie in Abbildung 2 dargestellt,
erfolgte aus dem hinteren Teilstück die Fertigung
Abbildung 1 (oben):
Reaktordruckbehälter
Biblis C und die
Teilstücke 220 AB und
220 AD3 [14].
von 20 Stück 1T C(T)-Proben. Bei der Herstellung
wurde darauf geachtet, dass die Hauptkerben
Ergebnisse
und Ermüdungsrisse der Proben im Schweissgut
liegen. Das Einbringen der Hauptkerben mit TL-
Einfluss der Probenorientierung und -lage
auf die Referenztemperatur T0
und TS-Orientierung erfolgte durch Drahterodie-
In der Abbildung 3 sind die auf eine Probendicke
ren. Anschliessend sind in die Proben Ermüdungs-
von 1T (25,4 mm) umgerechneten Bruchzähig-
risse bis zu einem a/W-Verhältnis von 0,5 einge-
keitswerte KJc(1T) von 264 0,4T SE(B)-Proben mit TL-
schwungen und 20 %-ige Seitkerben eingebracht
Orientierung in Abhängigkeit von der auf die T0 der
worden.
jeweiligen Dickenlage normierten Prüftemperatur
Abbildung 2 (unten):
Schematische
Darstellung der
Probenfertigung aus
dem Segment
220 AD3 S.
(T – T0) dargestellt. Die mittlere Referenztempe-
Ermittlung der Referenztemperatur T0
nach ASTM E 1921
16 mm bis Y: 253 mm) beträgt -86,2 °C bei einer
Die Referenztemperatur T0 wurde nach ASTM E
Standardabweichung  von 11,1 K. Dabei liegen 8
1921-09a [1] quasistatisch ermittelt. Als Probentyp
der 264 KJc(1T)-Werte (3,4 %) unterhalb der Bruch-
kamen 0,4T SE(B)- und 1T C(T)-Proben in TL- bzw.
zähigkeitskurven für 2 % Versagenswahrschein-
TS-Orientierung zum Einsatz. Die 0,4T SE(B)- und
lichkeit. Im Vergleich dazu ist in Abbildung 4 das
1T C(T)-Proben wurden mit einer Prüfgeschwin-
Ergebnis für die TS-orientierten 0,4T SE(B)-Proben
digkeit von 0,2 mm/min bzw. 0,5 mm/min bis
dargestellt. Die aus 23 Einzellagen (B: 16 mm bis
zum instabilen Versagen mit einer servohydrau-
X: 242 mm) gemittelte T0 = -93,7 °C ist 7,5 K nied-
lischen Prüfmaschine MTS 810 monoton belas-
riger als bei den TL orientierten SE(B)-Proben. Ob-
tet. Pro Testserie sind mindestens 10 Proben 0,4T
wohl die Standardabweichung für den Mittelwert
SE(B) bzw. 8 Proben 1T C(T) bei Temperaturen im
der T0 mit 8,7 K um 2,4 K niedriger ist als bei den
Bereich T0 ± 50 K geprüft worden.
TL-Proben, tritt eine grössere Streuung der KJc(1T)-
ratur T0 aller 24 Tiefenlagen der Schweissnaht (B:
167
Abbildung 3:
MC der TL-orientierten
0,4T SE(B)-Proben,
KJc(1T) über T-T0.
Abbildung 4:
MC der TS-orientierten
0,4T SE(B)-Proben,
KJc(1T) über T-T0.
3
4
5
6
7
8
Abbildung 5:
Referenztemperatur T0
über der Wanddicke
(0,4T SE(B)-Probe,
TL-Orientierung).
Abbildung 6:
Referenztemperatur T0
über der Wanddicke
(0,4T SE(B)-Probe,
TS-Orientierung).
Abbildung 7:
0,4T SE(B)-Proben,
KJc(1T) über T-T0;
Auswertung nach der
KTA 3203 [5] und
ASTM E 185-10 [6].
Abbildung 8:
0,4T SE(B)-Proben,
KJc(1T) über T-T0;
Auswertung nach der
KTA 3203 [5] und
ASTM E 185-10 [6].
Werte auf (Abbildung 4), wobei 16 von 251 KJc(1T)-
von 16 mm sowie die höchste T0 = -71,8 °C bei
Werten (6,4 %) unterhalb der Bruchzähigkeitskur-
119 mm und die maximale Differenz 41,7 K.
ven für 2 % Versagenswahrscheinlichkeit liegen.
Zur Bewertung der Repräsentativität der Voreilpro-
In den Abbildungen 5 und 6 sind die mit TL- bzw.
ben sind in den Abbildungen 7 und 8 die KJc(1T)-
TS-orientierten 0,4T SE(B)-Proben ermittelten T0-
Werte von Proben der Dickenlagen zusammenge-
Werte über die Dicke der Schweissnaht darge-
fasst, aus denen nach KTA 3203 [5] und ASTM E
stellt, wobei die T0 der einzelnen Dickenlagen aus
185-10 [6] die Voreilproben entnommen werden.
den KJc(1T)-Werten von mindestens 10 Proben be-
Nach KTA 3203 werden die Voreilproben aus dem
rechnet ist. Mit TL-Proben ist die niedrigste T0 =
Schweissgut ausserhalb der Flankenraupen, Deck-
-108,7 °C bei einer Wanddicke von 201 mm und
lagen und dem Mischbereich zwischen Wurzel-
die höchste T0 = -69,7 °C bei 170 mm ermittelt
und Fülllagen entnommen. In ASTM E 185-10 wird
worden, woraus sich eine maximale Differenz von
vorgeschrieben, dass Voreilproben im Abstand von
39 K ergibt. Für die TS-orientierten Proben beträgt
12,7 mm (1/2 inch) von den Decklagen bzw. dem
die niedrigste T0 = -113,5 °C bei einer Wanddicke
Bereich der Schweisswurzel entnommen werden
168
Abbildung 9:
Verteilung der
Rissinitiierungsorte
für TL-Orientierung
für 3 Lagen.
Abbildung 10:
Verteilung der
Rissinitiierungsorte
für TS-Orientierung
für 3 Lagen.
9
10
dürfen. Somit ergibt sich, dass für die nachfol-
Der Grund für die grosse Streuung der T0-Einzel-
gende Auswertung die Decklagen der RDB-In-
werte in den Abbildungen 5 und 6 ist der inho-
nenwand bis zu einer Wanddicke 26 mm, der Be-
mogene Gefügezustand des Schweissgutes. Mit
reich der Schweisswurzel von 88 mm bis 119 mm
Hilfe fraktografischer und metallografischer Un-
und die Decklagen der RDB-Aussenwand ab ei-
tersuchungen wird die Verteilung der Rissinitiie-
ner Wanddicke von 242 mm nicht in Betracht ge-
rungsorte in Bezug zum vorliegenden Gefüge be-
zogen wurden. Die für TL- und TS-Proben berech-
urteilt. Dazu sind an 0,4T SE(B)-Proben von jeweils
neten T0-Werte von -87,6 °C bzw. -95,2 °C unter-
drei Dickenlagen (B, L und T) der TL- bzw. TS-Ori-
scheiden sich nur gering (jeweils etwa 1,5 K) von
entierung Rissinitiierungsorte auf den Bruchflä-
den Mittelwerten aller Lagen (Abbildungen 3 und
chen mit dem Rasterelektronenmikroskop (REM)
4). Für TL-Proben liegen 3 von 174 KJc(1T)-Werten
ausgemessen worden. Nach der Ermittlung der
(1,7 %) und für die TS-Proben 12 von 173 KJc(1T)-
Koordinaten der Rissinitiierung wurde die Bruch-
Werten (6,9 %) unterhalb der Bruchzähigkeitskur-
fläche abgeschliffen und die entstandene Fläche
ve für 2 % Versagenswahrscheinlichkeit.
metallografisch präpariert. Anschliessend sind die
169
Koordinaten der Rissinitiierung auf die metallo-
ten 1T C(T)-Proben dargestellt. Im Vergleich zu
grafischen Aufnahmen übertragen worden. Zur
der kleineren Probengeometrie ergibt sich für die
Beurteilung der Homogenität des Gefüges wur-
1T C(T)-Probe eine um etwa 3 K niedrigere T0.
de die Härte HV10 entlang der Rissfront gemes-
Jedoch ist der gleiche Trend der T0 wie bei den
sen. In den metallografischen Aufnahmen der Ab-
getesteten 0,4T SE(B)-Proben zu erkennen. Auch
bildung 9 (TL-Orientierung) bzw. 10 (TS-Orien-
hier wurde bei TL-orientierten Proben eine höhere
tierung) sind die Koordinaten der Rissinitiierung
T0 = -90,1 °C ermittelt, als für die TS-orientierten
durch die rot markierten Punkte von mindestens
Proben T0 = -96,4 °C. Auch die Streuung der ein-
10 Proben einer Lage dargestellt. Während die
zelnen Datenpunkte ist wie schon bei den kleine-
TS-Proben ein weitgehend homogenes Gefüge
ren Proben festgestellt, bei TL-Orientierung gerin-
mit geringen Unterschieden der HV10-Werte ent-
ger als bei der TS-Orientierung.
lang der Rissfront aufweisen, zeigen die TL-Proben deutlich sichtbare Unterschiede im Gefüge
und der Härte. Dies führt zu der Annahme, dass
bei einer TL-orientierten Probe die Rissinitiierung
Bewertung 2011
und Ausblick 2012
in bevorzugten Bereichen des Gefüges erfolgt.
Die fraktografischen und metallografischen Un-
Die Ergebnisse der Untersuchungen zeigen, dass
tersuchungen bestätigen diese Annahme nicht.
die nach ASTM E 1921 ermittelten Referenztem-
Wie in den Abbildungen 9 und 10 sichtbar, zeigen
peraturen T0 für TL-orientierte Proben höher sind
die Proben für beide Orientierungen keine signifi-
als für TS-orientierte Proben. Dies gilt sowohl für
kanten Unterschiede in der Verteilung der Spalt-
die 0,4T SE(B)-Probe als auch für die 1T C(T)-Pro-
bruchinitiierung über die Rissfront.
be. Im Vergleich zu der kleineren Probengrösse ergibt sich für die 1T C(T)-Proben eine um etwa 3 K
Einfluss der Probengrösse
auf die Referenztemperatur T0
ckenbereichen der Voreilproben nach KTA 3203
Der Einfluss der Probengeometrie und -grösse auf
und ASTM E 185-10 stammen, ergaben folgen-
T0 ist mit 1T C(T)-Proben untersucht worden. Dazu
des Ergebnis:
ist die Referenztemperatur T0 nach ASTM E 1921-
❚ T
S-orientierte Proben: T0 = -95,2 °C
09a [16] mit in TL- und TS- orientierten Proben
❚ T
L-orientierte Proben: T0 = -87,6 °C.
quasistatisch ermittelt. Zu beachten ist, dass eine
Im Vergleich zum Mittelwert der Einzellagen
separate Untersuchung für einzelne Dickenlagen
konnte kein signifikanter Unterschied festge-
bei den 1T C(T)-Proben aufgrund der Probengrös-
stellt werden. Die Streuung der KJc(1T)-Werte von
se nicht möglich war. Das bedeutet, dass eine Test-
TS-orientierten Proben ist im Vergleich zur TL-
serie Proben aus unterschiedlichen Dickenlagen
Orientierung grösser. Obwohl für TL-orientier-
enthält.
te Proben die Grundannahmen des MC-Kon-
In den Abbildungen 11 und 12 sind die Ergeb-
zeptes, ein makroskopisch homogenes Gefüge
nisse der MC-Tests für die TL- bzw. TS-orientier-
und eine statistische Verteilung der die Rissini-
niedrigere T0. 0,4T SE(B)-Proben, die aus den Di-
Abbildung 11 (links):
1T C(T)-Proben,
KJc(1T) über der
Prüftemperatur.
Abbildung 12 (rechts):
1T C(T)-Proben,
KJc(1T) über der
Prüftemperatur.
170
tiierung auslösenden Defekten entlang der Riss-
Referenzen
front nicht erfüllt sind, zeigen diese Ergebnisse
eine im Vergleich zu den TS-Proben tendenziell
[1]N.N.: Altersüberwachung: Richtlinie für die
höhere T0 und eine geringere Streuung der KJc(1T)-
schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d,
Werte. Somit können an TL-orientierten Proben
Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspekto-
aus Mehrlagenschweissverbindungen ermittelte
rat, Brugg, Schweiz, Entwurf Dezember 2010.
KJc(1T)-Werte nach ASTM E 1921 ausgewertet und
[2]ASME N-629: American Society of Mecha-
eine repräsentative T0 bestimmt werden. Die ma-
nical Engineers: «Use of fracture toughness
ximale Spannweite der Referenztemperaturen T0
test data to establish reference temperature
über die gesamte Dicke der Schweissnaht beträgt
for pressure retaining materials», Section XI,
für die 0,4T SE(B)-Probe 39 K bei TL-Orientierung
Division 1, ASME Boiler and Pressure Vessel
und 41,7 K bei TS-Orientierung. Grund für diese
Code Case N-629, ASME, New York, 1999.
Abweichung ist der inhomogene Gefügezustand
[3]ASME N-631: American Society of Mechani-
des Schweissguts. Dies zeigen auch die frakto-
cal Engineers: «Use of fracture toughness test
grafischen und metallografischen Untersuchun-
data to establish reference temperature for
gen zur Verteilung der Rissinitiierungsorte. Dabei
pressure retaining materials other than bol-
konnte festgestellt werden, dass die Rissinitiie-
ting for class 1 vessels», Section III, Division 1,
rungsorte über der gesamten Rissfront statistisch
ASME Boiler and Pressure Vessel Code Case
verteilt sind. Bei Datensätzen von Proben aus un-
N-631, ASME, New York, 1999.
terschiedlichen Dickenlagen muss mit einer gros-
[4]ASTM E 1921-09: Standard test method for
sen Streuung der KJc-Werte gerechnet werden.
deformation of reference temperature, T0, for
Diese vom Material verursachte Streuung ist in
ferritic steels in the transition range, 2009.
der nach ASTM E 1921-09 ermittelten Standard-
[5]KTA 3203: Überwachung des Bestrahlungs-
abweichung nicht enthalten und ist bei Verwen-
verhaltens von Werkstoffen der Reaktor-
dung von T0 in Sicherheitsnachweisen angemes-
druckbehälter von Leichtwasserreaktoren,
sen zu berücksichtigen.
Fassung 6/01, 2001.
Zur Validierung des Einflusses des Gefüges auf die
[6]ASTM E 185-10: Standard practice for design
Spaltbruchinitiierung sind weitere Untersuchun-
of surveillance programs for light-water mo-
gen geplant. So werden jeweils 9 0,4T SE(B)-Pro-
derated nuclear power reactor vessels, 2010.
ben von vier Dickenlagen bei gleicher Tempera-
[7]S. Rosinski, Validation of Master Curve frac-
tur geprüft, die Koordinaten der Rissinitiierungs-
ture toughness methodology for RPV integri-
orte fraktografisch bestimmt und mit den metal-
ty assessment (PWRMRP-26), PWR materials
lografischen Gefügeaufnahmen korreliert. Wei-
reliability project (PWRMRP) 1000707, final
terhin wurde die Prüfung von ISO-V-Proben mit
report, 2000.
dem Kerbschlagbiegeversuch abgeschlossen, wo-
[8]M. Kirk, M. Mitchell, Potential roles for the
mit ein Vergleich zwischen den direkt und indirekt
Master Curve in regulatory application, pro-
ermittelten Bruchzähigkeiten möglich ist.
ceedings of the IAEA Specialists Meeting on
Die Bearbeitung des Vorhabens liegt hinsichtlich
methodology and supporting research for
der ursprünglich geplanten experimentellen Ar-
pressurized thermal shock evaluation, Rock-
beiten im Zeitplan. Noch in Bearbeitung sind die
ville, MD, USA, July 2000.
Auswertung der Kerbschlagbiegeversuche mit TL-
[9]W.L. Server, et.al., IAEA Guidelines for appli-
und TS-orientierten ISO-V-Proben nach DIN EN
cation of the Master Curve approach to reac-
10045-1 [15] sowie die bruchmechanischen Prü-
tor pressure vessel integrity in nuclear pow-
fungen nach ASTM E 1820-09 [16] von 0,4T SE(B)-
er plants, IAEA-Technical Reports Series 429,
Proben sowie 1T C(T)-Proben mit TL- bzw. TS-Ori-
IAEA in Austria, March 2005.
entierung. Zur Validierung der Bewertung des Ein-
[10]K. Wallin, The Master Curve: a new method
flusses des Gefüges des Schweissgutes auf die In-
for brittle fracture Int. J. of materials and pro-
itiierung des Spaltbruches sind zusätzliche Unter-
duct technology, Vol. 14, No. 2/3/4, pp. 342,
suchungen vereinbart worden, so dass eine Ver-
1999.
längerung der Laufzeit des Projektes bis zum 31.
Dezember 2012 beim ENSI beantragt ist.
[11]K. Wallin, Master Curve approach and structural integrity assessment, proceedings of the
171
workshop MASC 2002 «Use and application
[14]S. Ritter, H.-P. Seifert, Characterisation of the
of the Master Curve for determining fracture
lower shell and weld material of the Biblis C
toughness» VTT, Helsinki, June 12–14, 2002.
reactor pressure vessel, Paul Scherrer Institut,
[12]M. Brumovský, Unified procedure for life-
Villingen, Bericht-Nr. 02-01, 2002.
time assessment of component and piping in
[15]DIN EN 10045-1: Metallische Werkstoffe,
WWER NPPs «VERLIFE». European Commis-
Kerbschlagbiegeversuch nach Charpy, Teil1:
sion, Report Number: COVERS-WP4-D4.10,
Prüfverfahren, Köln, Beuth, 1991-04.
Contract No. 12727 (FI60), April 2008.
[13]M. Thiele, Bruchmechanische Bewertung von
[16]ASTM E 1820-09 a: Standard test method for
measurement of fracture toughness, 2009.
Reaktordruckbehälter-Mehrlagenschweiss
nähten, ENSI-Jahresbericht 2010, Brugg,
Schweiz, 2010.
172
Expertengruppe Starkbeben
Autor und KoautorenD. Fäh, S. Wiemer, D. Roten, B. Edwards, V. Poggi,
C. Cauzzi, J. Burjanek, M. Spada, R. Grolimund, M. Gisler,
G. Schwarz-Zanetti, P. Kästli
Beauftragte InstitutionSchweizerischer Erdbebendienst
Adresse
Sonneggstrasse 5, CH-8092 Zürich
Tel., E-Mail, Internetadresse
+41-44-633 3857, [email protected], www.seismo.ethz.ch
Dauer des Projekts
Juli 2010 to Juni 2014
ZUSAMMENFASSUNG
sichtigt dabei den Einfluss von Geschwindig-
Das Projekt Expertengruppe Starkbeben ist in
keitsvariationen im Fels und in verschiedenen
fünf Teilprojekte unterteilt und folgt dem Ziel
Sedimenten sowie Resonanz-Phänomene.
der Verbesserung der regionalen und loka-
Als Vorbereitungen auf zukünftige Entwick-
len Erdbebengefährdungsabschätzung in der
lungen im Bereich der Erdbebengefährdungs-
Schweiz mit speziellem Fokus auf die Stand-
abschätzung werden die ersten Schritte für
orte der Kernanlagen und den potenziellen
den Übergang von der probabilistischen zur
Standorten für geologische Tiefenlager. Die
physik-basierten Erdbebengefährdungsab-
fünf Teilprojekte befassen sich mit der Ska-
schätzung gemacht. Dazu wird nichtlineares
lierung von Erdbeben und der Abminderung
Materialverhalten, einer der Schlüsselfaktoren
der seismischen Wellen als Funktion der Dis-
bei der physikalischen Limitierung der Boden-
tanz vom Erdbebenherd mit den lokalen Ver-
bewegung mittels Modellierungen und Labor
stärkungen von Bodenbewegungen, den so-
analysen untersucht. Diese Arbeit verbessert
genannten Standorteffekten, mit der Model-
auch das generelle Verständnis der Wellenaus-
lierung von seismischen Wellen in komple-
breitungsphänomene und somit das Verständ-
xen nichtlinearen Medien, mit der alternativen
nis für die beobachteten Bodenbewegungen
Charakterisierung von seismischen Quellregi-
an der Erdoberfläche.
onen und mit der Aufarbeitung von histori-
Im Teilprojekt der seismischen Quellcharakte-
schen Daten zu Erdbeben.
risierung werden neue alternative Ansätze un-
Die Abminderung der seismischen Energie ist
tersucht, um die Seismizität in schwach-seis-
ein Hauptaspekt bei der Modellierung der Bo-
mischen Gebieten besser charakterisieren zu
denbewegung. Die Expertengruppe Starkbe-
können. Mit der Anwendung einer realitäts-
ben beteiligt sich an der Entwicklung eines
nahen Verteilung der Seismizität wird gezeigt,
Schweiz-spezifischen stochastischen, seismi-
dass herkömmliche PSHA Verfahren die Ge-
schen Abminderungsmodells, welches eine Al-
fährdung überschätzen und die Unsicherhei-
ternative zu den globalen Abminderungsmo-
ten unterschätzen. Des Weiteren wurde in
dellen im PRP darstellt.
diesem Teilprojekt Arbeiten in Angriff genom-
Für die Charakterisierung des Standorteffek-
men, um die Wahrscheinlichkeiten für Ober-
tes sind die vorhandenen Informationen wie
flächenrupturen zu berechnen.
beispielsweise die Bodenklasse, Bodenunru-
Unter dem Teilprojekt der historischen Seismo-
hemessungen, das gemessene Geschwindig-
logie werden kontinuierlich historische Erdbe-
keitsprofil oder Erdbebenaufzeichnungen von
beninformationen aufgearbeitet, welche als
grosser Wichtigkeit. Um die Unsicherheiten
Basisinformation in Schweizer Erdbebenkata-
dieser Charakterisierung zu reduzieren, unter-
log einfliessen. Die Expertengruppe beteiligte
sucht die Expertengruppe Starkbeben verschie-
sich in diesem Zusammenhang an der Über-
dene neue und existierende Proxys und berück-
arbeitung des Erdbebenkatalogs (ECOS-09).
173
Projektziele
Drop limitiert, führen das Verständnis und die verbesserte Modellierung der verschiedenen Einfluss-
Die Expertengruppe Starkbeben stellt für das ENSI
grössen zu einer robusteren Vorhersage der Bo-
das Kompetenzzentrum für Fragestellungen im
denbewegung. Die Modelle, welche die Abmin-
Bereich Erdbeben dar. Die Expertengruppe wur-
derung beschreiben, werden auch Ground Mo-
de im Juni 2010 gestartet und im Laufe des Jah-
tion Prediction Equations (GMPE) genannt. GM-
res 2011, nach dem schweren Tohoku-Erdbeben
PEs basieren im Allgemeinen auf sehr komplexen
vom 11. März 2011, unter den neuen Rahmen-
Gleichungen mit Dutzenden von Parametern (Ver-
bedingungen (Sistierung der neuen Kernkraft-
gleiche z.B. Abrahamson et al., 2008). Allerdings
werkprojekte, Entscheide in Richtung Ausstieg
ist die Qualität der Meta-Daten oft beschränkt.
aus der Kernenergie in der Schweiz) nicht auf die
Beispielsweise ist die Beurteilung des sogenann-
ursprünglich vorgesehene Grösse mit vier Exper-
ten Vs30-Wertes (mittlere Scherwellengeschwin-
ten ausgebaut.
digkeit über die ersten 30 m) häufig unsicher, da
Ziel des Projektes Expertengruppe Starkbeben ist
der Wert nur abgeschätzt wurde oder von der ein-
die aufsichtsgerichtete Forschung und Datenauf-
gesetzten Messtechnik abhängig ist. Der Hinweis
arbeitung im Bereich Erdbeben. Dabei lag der Fo-
auf solche Unsicherheiten ist insofern wichtig, weil
kus vor den veränderten Rahmenbedingungen auf
für PSHA oft theoretische Modelle eingesetzt wer-
den Standorten der bestehenden und geplanten
den, die auf diesen unsicheren Parametern auf-
Kraftwerkstandorte sowie potenziellen Standor-
bauen. Eine GMPE zum Beispiel, welche sich in
ten für zukünftige geologische Tiefenlager. Mitt-
Wahrheit auf 760 m/s bezieht aber auf 900 m/s re-
lerweile wurden die Projektziele den veränderten
ferenziert wird, beinhaltet bereits eine bestimmte
Rahmenbedingungen angepasst, wobei der Fokus
unerwünschte Verstärkung, die nicht mehr korri-
auf geplante Kraftwerkstandorte entfällt.
giert werden kann. Es ist daher ein Ziel dieses Teil-
Das Projekt ist in 5 Teilprojekte unterteilt und folgt
projektes, die Grundlagen für die Entwicklung von
dem Ziel der Verbesserung der regionalen und lo-
GMPEs weiter zu verbessern und die bestehenden
kalen Erdbebengefährdungsabschätzung in der
Unsicherheiten der Modellparameter zu reduzie-
Schweiz mit speziellem Fokus auf die Standorte für
ren. Insbesondere werden neue Beschreibungen
Kernanlagen und den potenziellen Standorten für
der seismischen Quelle (z.B. Energie-Magnituden)
geologische Tiefenlager. Die 5 Teilprojekte befas-
und verbesserte Strategien für die Eingrenzung
sen sich mit der Skalierung von Erdbeben und der
von Kappa und der anelastischen Abminderung
Abminderung der seismischen Wellen als Funkti-
getestet, die zurzeit entwickelt werden.
on zur Herddistanz mit den lokalen Verstärkungen
Die PRP-Expertengruppe SP2 hat eine Auswahl
von Bodenbewegungen, sogenannten Standortef-
an bestehenden Ground Motion Prediction Equa-
fekten, mit der Modellierung von seismischen Wel-
tions (GMPEs) getroffen, um die Spannweite mög-
len in komplexen und nichtlinearen Medien, mit
licher Bodenbewegung auf Fels abzudecken. Zu-
alternativen Charakterisierungen von seismischen
sätzlich zur Auswahl von kalibrierten PRP SP2 GM-
Quellregionen und mit der Aufarbeitung von his-
PEs wurde ein stochastisches Modell einer Punkt-
torischen Daten zu Erdbeben.
quelle entwickelt, um eine für die Schweiz spezifische, auf das generische Fels-Referenzprofil bezo-
Aktivitäten und Resultate
gene GMPE zu definieren (Edwards et al., 2010b).
Dieses Modell beinhaltet Quellenbedingungen,
die mit den Resultaten der PRP-Quellen-Untersu-
Bodenbewegungs-Abminderungsmodelle
und Erdbebenskalierung
chungen (Goertz-Allmann et al., 2010) und der
Die Abminderung der seismischen Energie (ein-
Schweiz ECOS-09 (Fäh, Giardini et al., 2011) kom-
schliesslich des Qualitätsfaktors Q in der Erdkrus-
patibel sind. Das stochastische Modell einer Punkt-
te, der geometrischen Abminderung und des Kap-
quelle wird in einem nächsten Schritt ausgebaut,
pa-Parameters) ist ein Hauptaspekt bei der Model-
um Effekte einer endlichen Quelle zu berücksich-
lierung der Bodenbewegung (z.B. Edwards et al.,
tigen. Mit Hilfe der beobachteten makroseismi-
2011a; Drouet et al., 2010). Da die Abminderung
schen Intensitäten und dem neu entwickelten ma-
auch die Auflösung des Quellenparameters Stress-
kroseismischen Abminderungsmodell der Schweiz
174
Magnitudenkalibrierung im Erdbebenkatalog der
wird das Modell gegen höhere Magnituden skaliert (Figure 1). Zurzeit ist dieses Modell in der Evaluation.
Die Berechnung von kompatiblen vertikalen Designspektren mit aktuellen PSHA-Verfahren bedingt den Einsatz von V/H-Verhältnissen der Bodenbewegung (z.B. Gülerce und Abrahamson,
2011). Ähnlich wie die GMPEs wurden die Modelle für die Vorhersage des V/H-Verhältnisses
in den letzten Jahrzehnten verbessert, basieren
aber oft auf komplexen Gleichungen. Aus japanischen und Schweizer Erdbebenregistrierungen
wurde ein Modell des V/H-Verhältnisses für harten Fels entwickelt (Edwards et al., 2011b). Wir
haben gezeigt, dass das V/H-Verhältnis für Felsstandorte aufgrund des Scherwellen-Geschwindigkeitsprofils mit einer vergleichsweise geringen
Standardabweichung vorhergesagt werden kann.
Ebenfalls wurden Korrekturen bestimmt, um die
Zusammensetzung des Wellenfeldes im Nahbe-
Spektrum durch Multiplikation des horizontalen
reich der Quelle und im Hochfrequenzbereich zu
Durchschnittsspektrums mit dem V/H-Verhältnis
berücksichtigen. Diese Analyse ist auf harten Fels-
abgeschätzt. Dieser Ansatz stellt einen klaren Vor-
untergrund mit Geschwindigkeiten von mehr als
teil bei der Herstellung eines homogenen Erdbe-
800 m/s begrenzt.
ben-Szenarios dar, das sowohl für das horizontale
wie das vertikale Design-Spektrum Gültigkeit hat.
Standorteinfluss: Entwicklung empirischer
Modelle für die Verstärkung der horizontalen und vertikalen Bodenbewegung
Es wurde eine Methode entwickelt, um das V/HBodenbewegungsverhältnis für weiche Ablagerungen abzuschätzen. Der vorgeschlagene Ansatz
Figur 1:
Vergleich zwischen
beobachteten
makroseismischen
Intensitäten
I (ECOS-09) und mit
dem erweiterten
stochastischen
Abminderungsmodell
simulierten Werten für
verschiedene Perioden
(Edwards und Fäh,
2010a).
erweitert die bisherige Methode von Edwards et al.
Die lokalen Sedimentablagerungen können das
(2011b), um Verstärkungseffekte durch Resonanz
einfallende Wellenfeld im Fels stark verändern.
erscheinungen zu berücksichtigen. Dazu wurde
Ziel dieses Teilprojekts ist es, diesen Einfluss des
ein neuer Parameter in den Vergleich mit den be-
Standorts möglichst genau aus den bestehenden
obachteten V/H Verhältnissen eingeführt. Der so-
Informationen wie beispielsweise der Bodenklas-
genannte Quarter-wave-length seismic impedance
se, Bodenunruhemessungen, dem gemessenen
contrast parameter (IC-Qwl) basiert auf der Schät-
Geschwindigkeitsprofil oder Erdbebenaufzeich-
zung des Kontrasts der seismischen Geschwindig-
nungen abzuleiten. Die Beschreibung erfolgt pri-
keit, den eine Welle einer vorgegebenen Frequenz
mär in Form einer standortspezifischen, frequenz-
an der entsprechenden Tiefe der Viertelwellenlän-
abhängigen Amplifikationsfunktion für die hori-
ge «sehen» kann (Figur 2). In Sedimentbecken mit
zontale Bodenbewegung und dem V/H-Verhält-
einem starken Geschwindigkeitskontrast weist die
nis, mit welchem sich die Bodenbewegung auf
IC-Qwl Kurve typische Minima auf, die direkt mit
der vertikalen Komponente aus der horizontalen
den wichtigsten Schichtgrenzen in der Tiefe in Ver-
Bodenbewegung herleiten lässt (e.g. Gülerce und
bindung stehen. Das erste Minimum einer solchen
Abrahamson, 2011). In der Praxis ist die direkte
Kurve kann mit der fundamentalen Resonanzfre-
Modellierung des vertikalen Design-Antwortspek-
quenz des Standorts in Beziehung gebracht wer-
trums mit GMPEs für die vertikale Komponente
den. Dieser neue Parameter wird in die Korrela
(Campbell, 1997) für einen Standort auf Sedimen-
tion mit den beobachteten V/H-Verhältnissen und
ten möglich; allerdings kann das Erdbeben-De-
den Viertelwellenlänge Geschwindigkeitsprofilen
aggregations-Szenario zu einigen Unstimmigkei-
(Vs-Qwl) eingeführt. Als Ergebnis der Korrelations-
ten in Bezug auf die horizontale Bodenbewegung
analyse wurden dann Regressionskoeffizienten für
führen. Um dies zu vermeiden, wird das vertikale
eine Reihe von diskreten Frequenzen im Bereich
175
teres Beispiel für diese Anwendungen wurden die
Verfahren auf eine Reihe von Standorten des seismischen Netzes in der Schweiz und Japan angewendet, für die gemessene Geschwindigkeitsprofile und V/H-Verhältnisse verfügbar sind. Die Auswertung ist noch nicht abgeschlossen.
Die vorliegende Arbeit unterstreicht die Notwendigkeit der Verwendung neuer Proxys für die lokale Standort-Charakterisierung. Insbesondere ist es
nun offensichtlich, dass der alte Ansatz der Standort-Charakterisierung, welcher auf Schätzungen
der Vs30 (mittlere Scherwellengeschwindigkeit
über die ersten 30 m des Profils) beruht, nicht ausreicht. Es konnte gezeigt werden, dass die entwickelten V/H-Modelle für Standorte auf weichen Sedimenten ein wertvolles Standard-Tool darstellen.
Modellierung komplexer
Wellenausbreitungsphänomene und
nichtlineares Verhalten
Das vorliegende Projekt befasst sich mit Grundlagen der Wellenausbreitung in heterogenen, nichtlinearen Medien. Diese Arbeiten bilden die Voraussetzungen für den Übergang von probabilistischer zu physik-basierter Erdbebengefährdungsanalyse. Die Schwerpunkte liegen auf den Phänomenen der Wellenausbreitung in dreidimensionalen, heterogenen Medien, auf den Auswirkungen
des nichtlinearen Bodenverhaltens auf die lokalen
Figur 2:
Beispiel der Beschreibung
Amplifikationen und Standorteffekte und auf den
eines Profils mit Hilfe
iel der Beschreibung
eineszwischen
Profils 0,5
mitund
Hilfe
der
quarter-wavelength
oder Viertel-Wellenlänge
20 Hz
bereitgestellt.
Die vorge- physikalischen
Grenzen der Bodenbewegung auf
der quarter-wavelength
die entsprechende
IC-Kurve
(IC-Qwl).
Die
gestrichelte
Linie
definiert
den
Frequenzbereich
in
oder Viertel-Wellenlänge stellte Methode wurde mit einer Auswahl von Se- Sedimenten und Fels.
dimentstandorten
des japanischen
KiK-Net
Netzes
Besonders
Auswirkungen des nichtlinearen
fil zuverlässig
ist, und
beruht.
Im grauen
Bereich
sind die
Wertedie
extrapoliert.
Beziehung
undauf
die Messwerten
entsprechende IC-Kurve kalibriert. Diese Standorte sind aufgrund einer Me- Materialverhaltens auf Oberflächenwellen und fo(IC-Qwl). Die gestrichelte
thode zur Festlegung der Zuverlässigkeit der Pro- kussierten S-Wellen sind von Bedeutung. In der
Linie definiert den
Frequenzbereich, in file ausgewählt. Schliesslich analysierten wir die Praxis verwendete Programme simulieren die
welcher das Profil zu- Abhängigkeit des V/H Verhältnisses von Distanz
Wellenausbreitung nur in einer Dimension (z.B.
verlässig ist, und auf und Magnitude. Diese basiert auf einer ResiduenLi, 1992, Prévost, 2010) und vernachlässigen daMesswerten beruht.
Analyse zwischen
berechnetenfür
undStandorte
beobachteten
durch
die energiereichen
Oberflächenwellen,
weligt werden,
dass
die
entwickelten
V/H
Modelle
auf
weichen
Sedimenten
ein
Im grauen Bereich sind
markant
zu Amplifikationen
dard-Tooldiedarstellen.
Es istV/H-Verhältnissen.
geplant, die Ergebnisse dieser Arbeit in che
einer
Publikation
in BSSA beitragen (z.B.
Werte extrapoliert.
Bewertung der Periode 2010/2011
Im Weiteren
wurde
eine zweite
MethodeinentwiBard & Bouchon,
1980a, (Poggi
b). Ein Aspekt dieses Prosen. Auch werden die Resultate
bei der
ESG-2011
Konferenz
Santa Barbara
präsentiert
ckelt, die das V/H-Verhältnis für Erdbebenauf-
gramms befasst sich daher mit der Wellenaus-
zeichnungen aus V/H-Verhältnissen der Bodenun-
breitung in nichtlinearen Medien in zwei und drei
ruhe herleitet (Edwards et al., 2011c). Die MethoAusblick 2011/2012
den wurden verwendet, um die V/H-Funktion zwi-
Dimensionen. Dabei sollen Simulationen in 2-D
schen 0,5 Hz und Peak-Beschleunigung (PGA) bei
durchgeführt werden. Diese Simulationen sollen
(z.B. Bonilla et al., 2006) und möglicherweise 3-D
Arbeit unterstreicht die Notwendigkeit
der Verwendung neuer Proxies für die lokale Standortden Kernkraftwerkstandorten aus dem Geschwin- dazu beitragen, Aufzeichnungen der Bodenbeweng. Insbesondere ist es nundigkeitsprofil
offensichtlich,
dass der alte Ansatz der Standort-Charakterisierung,
vorherzusagen (Poggi et al., 2011c). gung mit eindeutiger nichtlinearer Signatur beshätzungen der Vs30 (mittlere
Scherwellengeschwindigkeit
über dieserersten
30m des Profils)
Der Vergleich
mit den bestehenden Aufzeichnunzu erklären.
usreicht. Das Ziel der Reduzierung
der standortspezifischen
kann nur durch
die der Böden gegen von Erdbeben
zeigt, dass die neuenUnsicherheiten
Metho- Um die nichtlinearen
Eigenschaften
er neuen Generation von den
Standort-Proxies
auf
Basis
stabiler
und
physikalisch
vertretbarer
zuverlässige Voraussagen erlauben. Als wei- nauer zu modellieren, wurde zudem die Kalibrieicht werden. Wir planen die Vs-QWL Ansatz und ihre Auswirkungen auf die Vorhersage der
g sorgfältig zu erkunden. Unser nächstes Ziel ist daher die Definition von allgemeinen
176
toren für Fels- und Lockermaterialstandorte
sowohl für Fourier- wie auch
für Antwort-
rung der Bodenmodelle mit Labordaten verbes-
che am stärksten zur Gefährdung eines Standortes
sert. Dazu wurde ein Programm entwickelt, wel-
beitragen. Für die Simulation der Bodenbewegung
ches die im Labor gemessenen Kurven des Po-
werden verschiedene Methoden kombiniert. In ei-
renwasserdrucks und der Verformung nach den
nem ersten Schritt wird ein realistisches Modell der
Parametern im Modell von Iai et al. (1990a) in-
Quelle durch Simulation des dynamischen Bruch-
vertiert. Grundlage für diese Arbeiten bilden Ex-
vorgangs erstellt (z.B. Dalguer & Day, 2007). Resul-
perimente, welche an Proben aus dem Rhônetal
tate dieser Simulation bilden die Grundlage für ein
bei Visp durchgeführt (Weber et al., 2007) und
kinematisches Modell, mit welchem die Wellen-
für eine Studie von nichtlinearem Bodenverhalten
ausbreitung in einem detaillierten Modell der Erd-
und Bodenverflüssigung bei Erdbeben im Wallis
kruste simuliert wird (z.B. Olsen et al., 2009). Diese
verwendet wurden (Roten et al., 2009). Die ers-
Simulationen beschränken sich aufgrund des ho-
ten Versuche mit simulierten und gemessenen La-
hen Rechenaufwands auf Frequenzen bis 1 oder 2
bordaten verliefen erfolgreich. Die Resultate die-
Hz. Um synthetische Seismogramme für den rele-
ser Arbeiten wurden an der ESG-2011-Konferenz
vanten Frequenzbereich von 0–50 Hz zu generie-
in Santa Barbara präsentiert und in einem kurzen
ren, kommt eine Breitband-Methode zum Einsatz,
Paper vorgestellt (Roten et al., 2011b). Syntheti-
welche den hoch-frequenten Anteil mit Hilfe der
sche Seismogramme, welche mit dieser Metho-
Diffusions-Theorie berechnet (Mai et al., 2010 und
de generiert werden, dienen als Eingangssignal
Mena et al., 2010).
für die Simulation des nichtlinearen Bodenverhal-
Salt Lake Basin erstellt (Roten et al., 2011b). Die-
Innovative Ansätze zur Charakterisierung
von seismogenen Quellregionen
in der Schweiz
se Methode unterscheidet sich von der gängigen
Die Charakterisierung von seismischen Quellregi-
Praxis in der Verwendung synthetischer Seismo-
onen ist ein wesentliches Element der probabilis-
gramme anstelle von skalierten Starkbebenauf-
tischen seismischen Gefährdungsanalyse (PSHA).
zeichnungen. Daher ist die Sensibilität der nicht-
Die Modelle, die bislang im aktuellen schweize-
linearen Effekte und der Bodenverflüssigung auf
rischen Gefährdungsmodell von 2004 (Giardini
die Art des Eingangssignals ebenfalls ein Thema
et al., 2004; Wiemer et al., 2008) sowie auch
dieses Teilprojekts. Zudem sollen die Simulatio-
die Modelle, die im Pegasos- und PRP-Projekt im-
nen mit Aufzeichnungen an Standorten weltweit
plementiert wurden (Wiemer et al., 2009), be-
verglichen werden, welche eine vergleichbare Bo-
ruhen auf klassischen Zonierungsmodellen. In-
denbeschaffenheit aufweisen und Erdbeben in ei-
nerhalb einer Quellregion wird die Seismizität als
nem relevanten Magnitudenbereich erfahren ha-
räumlich und zeitlich zufällig verteilt angenom-
ben (z.B. KiK-Net in Japan). Um relevante Daten
men. Speziell wenn auf niedrige Eintrittswahr-
für die Schweiz zu sammeln und Modelle zu kali-
scheinlichkeiten, welche für kritische Anlagen re-
brieren, wird in Visp im Kontext des Projektes CO-
levant sind, extrapoliert wird, ist es erstrebens-
GEAR (http://cogear.ethz.ch) eine Starkbebensta-
wert, diese simplen Modelle zunehmend durch
tion mit mehreren Bohrlochsensoren installiert.
geologisch und physikalisch parametrisierte Mo-
Ein weiterer Aspekt dieses Teilprojektes ist der Ein-
delle zu ersetzen. Die aktuellen Modelle sind in
fluss möglicher Anisotropie. Eine solche wurde
ihren Möglichkeiten begrenzt. So sind die Model-
an mehreren Standorten schweizerischer Kern-
le primär zweidimensional konzipiert, und aktu-
kraftwerke erkannt. Anisotropie hat einen gros-
elle Erkenntnisse über die 3D-Struktur der Krus-
sen Einfluss auf die Wellenausbreitung, ist aber
te werden nicht berücksichtigt. Diese Modelle
für oberflächennahe Strukturen nur wenig unter-
sind zudem extrem verschachtelt sowie komplex
sucht worden.
und daher fehleranfällig und nicht transparent.
Mittelfristig sollen die in diesem Projekt entwickel-
Des Weiteren verletzen einige Implikationen (z.B.
ten Methoden in einer umfangreichen Fallstudie
Oberflächenbrüche, maximal mögliche Magnitu-
getestet werden, die sich mit realistischen Erd-
de) geologische bzw. physikalische Randbedin-
bebenszenarien beispielsweise in der Region ei-
gungen, und der Spannungszustand sowie die
ner Schweizerischen Kernanlage befasst. Für diese
Rheologie der Erdkruste ist nicht durch quantita-
Szenarien werden Verwerfungen ausgewählt, wel-
tive Modelle integriert.
tens. Erdbebenszenarien auf Basis solcher gekoppelter Simulationen wurden bereits z.B. für das
177
Figur 3:
Vergleich der
Gefährdungskurven basierend auf dem klassischen PSHA-Modell
(rechts) und dem von
uns eingeführten
«Fractal PSHA». Die
farbigen Einliegekarten
illustrieren den
Unterschied in der
Verteilung der synthetischen Erdbeben mit
und ohne Clustering.
100
D = 1.5
Mean
Median
1σ
2σ
20 Different Realizations
Annual Probability of Exceedance
10−1
D = 2.0
Mean
Median
1σ
2σ
20 Different Realizations
10−2
10−3
10−4
10−5
10−6
0
500
1000
1500
Spectral Acceleration (cm/s2)
2000 0
500
1000
1500
Spectral Acceleration (cm/s2)
2000
Das Ziel dieses Teilprojektes ist es, diese Einschrän-
3D seismischen Krustengeschwindigkeiten in der
kungen sukzessive zu überwinden und so realisti-
Schweiz mit Hilfe einer Kombination aus Daten der
schere seismogene Quellmodelle zu erstellen, die
«controlled source seismology» (CSS) und «recei-
aus numerischen Simulationen von realitätsnahen
ver functions» (RF) verbessert.
Modellen stammen. Dadurch wird es möglich sein,
simulationsbasierte Gefährdungsberechnung der
Historische Seismologie
Quelle, der Ausbreitung und des lokalen Unter-
Da Schadenbeben auf dem Gebiet der Schweiz
grundes zu einem Gesamtmodell zusammenzufü-
relativ selten vorkommen, muss für Gefährdungs-
gen. Dazu wurden diesbezüglich die Arbeiten zum
berechnungen auf Daten aus entsprechend wei-
sogenannten «Fractal PSHA» für die Schweiz abge-
ten Zeiträumen zurückgegriffen werden. Die ins-
schlossen und publiziert [Spada et al., 2011]. Auf-
trumentelle Seismologie liefert erst seit 1975 ver-
grund der geringen Seismizität in erdbebenschwa-
lässliche Daten zur seismischen Aktivität auf dem
chen Gebieten und der Schwierigkeit, Bruchzonen
Gebiet der Schweiz. Die Untersuchung der seismi-
zu identifizieren, bietet die Simulation von Erdbe-
schen Gefährdung in der Schweiz ist deshalb auf
benkatalog mittels eines fraktalen Ansatzes eine
historische Quellen aus der «vorinstrumentellen
bessere Charakterisierung der Seismizität. Die bis-
Zeit», d. h. auf zeitnahe Berichte aus allen Jahr-
herigen Ergebnisse zeigen eine Überschätzung der
hunderten angewiesen. Diese liegen für die neu-
Gefährdung und eine Unterschätzung der Unsi-
este Geschichte u. a. in Form von makro-seismi-
cherheiten durch herkömmliche PSHA-Verfahren.
schen Erhebungen vor, für frühere Zeitperioden
Ein Beispiel für den Unterschied von uniformer ver-
müssen Primärquellen und historische Erdbeben-
sus fraktaler PSHA für den Standort Mühleberg
kataloge, die allerdings einer kritischen Prüfung
zeigt einen speziell grossen Unterschied in den Un-
bedürfen, beigezogen werden. Für grosse Erdbe-
sicherheiten (Figur 3). In einer anderen Forschungs-
ben werden auch archäologische und paläoseis-
richtung wird die Wahrscheinlichkeit, dass Erdbe-
mologische Befunde in die Interpretation der Er-
benbrüche die Erdoberfläche erreichen («Surface
eignisse einbezogen.
Faulting Probabilities»), für die Schweiz untersucht.
Die Arbeiten der Expertengruppe Starkbeben ist
Dazu wird zuallererst die Methodik erarbeitet und
in die Veröffentlichung des überarbeiteten Erdbe-
diese aufgrund des relativ einfach handhabbaren
benkatalogs ECOS-eingeflossen. Die Publikation
nationalen Gefährdungsmodells von 2004 ausge-
erfolgte einerseits in Form einer seit Juni 2011 öf-
testet. Des Weiteren wird die Interpretation der
fentlich zugänglichen Online-Ausgabe (www.seis-
178
mo.ethz.ch), auf der die seismischen Parameter
rice Cotton und Stéphane Drouet (Universität Jo-
sowie, soweit vorhanden, Informationen über die
seph Fourier, Grenoble) und Frank Scherbaum und
Verteilung der Intensitäts-Datenpunkte und bib-
Nico Kühn (Universität Potsdam). Der neue Erdbe-
liographische Angaben abrufbar sind. Anderer-
benkatalog der Schweiz (ECOS-09) floss in die Ka-
seits wurde eine detaillierte Dokumentation zum
talogarbeit im EU-Projekt SHARE ein. Für die Simu-
Erdbebenkatalog bereitgestellt. Diese beinhaltet
lation der Wellenausbreitung in 2D ist eine Zusam-
eine zweibändige Buchpublikation (Schwarz-Za-
menarbeit mit Fabian Bonilla (IRSN) geplant. Es be-
netti und Fäh 2011, Gisler und Fäh, 2011), die
steht regelmässiger Austausch mit Kim Olsen von
den momentanen Forschungsstand in der histo-
der San Diego State University (SDSU) im Zusam-
rischen Seismologie am SED mit weiterführenden
menhang mit der Verwendung und Entwicklung
Kommentaren und Hinweisen vertieft zugänglich
der Programme für die 3D-Simulation der Wellen-
macht.
ausbreitung. Für das 3D-Referenzmodell für die
Weitere Aufgaben der nächsten Jahre sind weiter-
Schweiz sind wir in enger Zusammenarbeit mit
hin die Fortführung der historischen Dokumenta-
Wissenschaftlern vom Istituto Nazionale di Geofi-
tion, des wissenschaftlichen Austausches, der Ver-
sica e Vulcanologia (INGV).
mittlung der Forschungsergebnisse sowie der makroseismischen Erhebungen bei aktuellen Ereignissen, um die Datenbasis für die Kalibrierung historischer Erdbeben kontinuierlich zu verbessern. Zu-
Beurteilung 2011
und Perspektiven 2012
dem sollen Schadensbilder in Bezug auf die Einflüsse des geologischen Standorts und der Bau-
Nachdem die Expertengruppe Starkbeben nicht
substanz untersucht werden.
auf die ursprünglich vorgesehene Grösse mit vier
Experten ausgebaut wird, besteht die Experten-
Nationale Kooperationen
gruppe zukünftig aus zwei Experten. Der Forschungsplan für die sich im Aufbau befindliche
Expertengruppe konnte aufgrund der neuen Rah-
Der Forschungsplan wurde in Zusammenarbeit
menbedingungen nicht weiter verfolgt werden.
mit dem ENSI ausgearbeitet und am 24. Febru-
Die Neuausrichtung der Expertengruppe wurde
ar in Brugg vorgestellt und diskutiert. Verschiede-
zusammen mit dem ENSI definiert und wird sich
ne Gruppenmitglieder nahmen an diversen Work-
zukünftig auf Aspekte fokussieren, welche für die
shops des PRP teil. Die Teilnahme diente dazu, ei-
Aufsichtstätigkeit des ENSI wichtig sind. Hauptziel
nen Überblick über das PRP-Projekt zu erhalten,
wird es sein, das für die Tätigkeit des ENSI wichtige
sich in Aspekte des Projektes einzuarbeiten oder
Fachwissen im Bereich der Seismologie zu erhalten
Resultate vorzustellen.
und notwendigen Handlungsbedarf aufgrund von
Die Rechenzeit für numerische Simulationen wird
Forschungsfortschritten zu erkennen.
durch ein beim CSCS eingereichtes Projekt sicher-
Die Forschungstätigkeiten im Jahr 2011 konnten
gestellt. An der ETH Zürich arbeiten wir mit dem
unabhängig der Grösse der Expertengruppe Stark-
Institut für Geotechnik, den verschiedenen Grup-
beben und den bestehenden Randbedingungen
pen des SED und in enger Zusammenarbeit mit der
weitergeführt werden.
Arbeitsgruppe von Prof. Kissling (Seismologie und
Das Jahr 2012 steht im Zeichen der Umsetzung
Geodynamik) zusammen. Zudem besteht im Rah-
des ausgearbeiteten Forschungsplans für die Ex-
men des Projektes COGEAR (http://cogear.ethz.ch)
pertengruppe Starkbeben, bestehend aus 2 Exper
eine intensive Zusammenarbeit mit Partnern aus
ten.
verschiedenen Bereichen des ETH-Bereichs.
Internationale Kooperationen
Publikationen
Eine enge Zusammenarbeit besteht im EU-Projekt
Peer-reviewed publications and books related to
the project (November 2011)
SHARE (Seismic Hazard Harmonization in Euro-
❚ B. Edwards and D. Fäh (2011), A Stochastic
pe), insbesondere die Zusammenarbeit mit Fab-
Ground-Motion Model for Switzerland. Submit-
179
ted to Bulletin of the Seismological Society of
Ground-Motion in Soft Sediment Sites. 4th IAS-
America.
PEI/IAEE International Symposium: Effects of
❚ B. Edwards, V. Poggi and D. Fäh (2011), A Predic-
Surface Geology on Strong Ground Motion,
tive Equation for the Vertical-to-Horizontal Ratio
2011, Santa Barbara, California. Available On-
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tion of a Neighbourhood Algorithm for Para-
racterizing the Vertical to Horizontal Ratio of
meter Identification in a Cyclic Mobility Model.
Ground-Motion at Soft Sediment Sites. Submit-
4th IASPEI/IAEE International Symposium: Effects
ted to Bulletin of the Seismological Society of
of Surface Geology on Strong Ground Motion,
America.
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182
Human Reliability Analysis
V.N. Dang, L. Podofillini
Institution
Address
OHSA/D16, 5232 Villigen PSI
+41 (0)56 310 2967, [email protected], safe.web.psi.ch
Duration of the Project 2010 to 2013
ABSTRACT
predictions with reference data and prelim-
In the Human Reliability Analysis (HRA-IV)
inary method assessments were completed
Project, models and methods for the analy-
for review by the analysis teams. The rank-
sis of human factors in Probabilistic Safety
ing of human failure events (HFEs) was rea-
Assessments (PSAs) of nuclear power plants
sonable for most methods, while there was
(NPPs) are developed, applied, and evaluat-
one order of magnitude or less difference
ed. The project aims are to a) develop a meth-
among teams within each method, provid-
od for analyzing errors of commission (EOCs)
ing some indications on inter-analyst consis-
and use it to assess plant-specific EOC risk, b)
tency. On the other hand, variability in the
reduce the variability and uncertainty in the
HEP estimates for a very easy action was
results of HRAs, and c) develop HRA meth-
very significant, suggesting inconsistencies
ods for PSAs for area event initiators. In 2011,
in the methods’ baseline failure probabilities
the topics addressed and results achieved in-
and/or shortcomings in their guidance for
clude:
actions with a very small failure potential.
❚ R
evision of the EOC quantification method
❚ Examination of selected earthquake experi-
CESA-Q (Commission Errors Search and As-
ences at nuclear power plants, focusing on
sessment) to improve traceability. A new ap-
information relevant for seismic HRA. One
proach for estimating EOC probabilities was
observation confirms that an earthquake
developed, according to which the proba-
is not a punctual event: personnel activi-
bilities are produced as outputs of a mathe-
ties do not return to a fully normal state for
matical model. The relationships underlying
an extended period after the main shock.
the model are determined from a database
The other is that even when safety-related
of errors of commissions during operation-
equipment and systems are to a large de-
al events. The reduced need for subjective
gree unaffected by the earthquake, dam-
judgment in the quantification will increase
age to non-safety-related or less important
traceability and reduce variabilty.
safety equipment can lead to a sustained in-
❚ E
valuation of HRA methods by benchmark-
ing to simulator data. The comparison of
crease in the workload of the personnel and
affect their ability to respond.
183
Project goals
Like the earlier Error of Commission (EOC) pilot
studies, this study is an assessment of potential
Human performance is central to the safe and re-
EOC scenarios and their risk significance for a spe-
liable operation of nuclear power plants and oth-
cific Swiss plant. At its conclusion, three of the
er complex systems. In the Probabilistic Safety As-
four Swiss plants will have an initial characteriza-
sessment (PSA) of human-technical installations,
tion of their EOC risk. The studies are pilot studies
Human Reliability Analysis (HRA) is the part that
due to the need for further developments in the
addresses the human element. In the HRA, the es-
method for the estimation of the probabilities of
sential personnel actions contributing to and re-
these scenarios.
quired in potential accident scenarios are identified, qualitatively analyzed, and their probabilities
Quantification of EOCs
of failures are estimated. A realistic evaluation of
2. Revision of CESA-Q guidance, focusing on
the human contribution is key to a sound evalu-
traceability and scope.
ation of safety and of the potential weaknesses
CESA-Q is PSI’s method for the quantification of er-
of a facility. This soundness is important to licens-
rors of commission. In applying the current meth-
ee and regulatory decisions that support and en-
od to estimate the probability of EOCs, one of the
hance safety in all areas, e.g., plant design, oper-
steps involves selecting a few events from the CESA
ation, maintenance, and accident prevention and
database that are most similar to the EOC of inter-
mitigation. The project Human Reliability Analysis
est and adjusting the probabilities associated with
(HRA-IV) addresses the following issues
these events in a fairly complex interpolation pro-
❚ The analysis of Errors of Commission and, more
cess. Due to the limited available data, few events
broadly, decision-related failures; the issue of
are available for selection as «most similar» and the
HRA dependence that is closely related to these;
adjustment for the EOC of interest is correspond-
and the recovery of decision failures.
ingly extensive. The aim of the work in 2011 was to
❚ Variability in the results of HRAs.
reduce the subjectivity involved with the selection
❚ The extension of HRA applications to scopes oth-
of the database events as well as with the adjust-
er than internal initiating events in Full Power
ments, which is a main source of inter-analyst vari-
and Low Power and Shutdown (LPSD) operating
ability. The work in 2011 consisted mainly of the re-
modes, for instance area events.
vision of CESA-Q to incorporate a Bayesian Belief
in four subprojects: 1) EOC plant-specific pilot
Network as a basis for quantification.
study III, 2) Quantification of EOCs, 3) Simulator data for HRA and HRA method assessment, 4) Technical basis for seismic
HRA.1
Simulator Data for HRA and Method
Assessment
3. Evaluation of HRA predictions and method as-
The main goals for 2011 were:
sessment in the U.S. HRA Empirical Study.
The HRA Empirical Studies are assessments of HRA
EOC plant-specific pilot study III
methods based on benchmarking them against
1. Organization of EOC Pilot Study III with a Swiss
simulator data for nuclear power plant emergen-
plant.
cy scenarios. The U.S. Study is a follow-on effort
to the International HRA Empirical Study. In addition to assessing the methods based on compar-
1
In parallel to this research project, PSI/NES supports
ing HRA predictions against data, its main aims are
ENSI through on-call tasks. The tasks related to HRA
to: 1) evaluate the variability in the HRA results ob-
are mainly oriented towards reviews of the HRAs sub-
tained by different analysts using the same meth-
mitted to ENSI by the Swiss utilities as a part of their
od, which was not possible due to the design of
Probabilistic Safety Assessments (PSAs). The work
the earlier study, and 2) extend the conclusions
carried out within on-calls provides impulses for the
from the method assessments through additional
research and motivates the development efforts to
cases and the use of a full-scope training simula-
enhance current methods. As the on-call tasks are
tor at a U.S. nuclear power plant.
funded separately, their specific content and results
The main 2011 tasks were the comparisons of
are not addressed in the present report.
HRA predictions with the reference data. These
184
comparisons and the preliminary method assess-
on a match-and-adjust approach: it involves com-
ments were presented to the HRA analysis teams
paring the EOC under analysis with entries from a
for feedback in a workshop.
database of 26 EOCs identified from operational
4. Derivation of scenario-specific lessons for HRA
events, already analyzed qualitatively and quanti-
from the data collected in the simulator studies of
tatively in [2, 3]. The closest entry in the database
the HRA benchmarks.
provides the reference probability value for the
The second goal related to simulator data for HRA
new analysis. Given the limited number of entries
is to derive information on human performance
in the database, the identification of a very close
for HRA practitioners (analysts) to take into con-
match is indeed rare and guidelines for adjusting
sideration in predictive analyses. In this case, this is
the reference are limited (and very difficult to de-
a parallel use of the data collected in the HRA Em-
velop). The consequence is that the HEP quantifi-
pirical Studies, in which HRA method assessments
cation may be of limited traceability and repeat-
have been the main objective.
ability (different analysts may get different results).
Note this shortcoming was also pointed out in the
Technical Basis for Seismic HRA
recent evaluation of CESA-Q within the Interna-
5. Detailed overview of earthquake experiences at
tional Human Reliability Analysis (HRA) Empirical
selected nuclear power plants.
Study [4, 5].
The main 2011 goal was to document significant
The new concept developed in 2011 for EOC
earthquake experiences in nuclear power plants
quantification in CESA-Q is based on an explic-
worldwide up to 2011. The events at the Fuku-
it model, in contrast to the match-and-adjust ap-
shima site in Japan in March 2011, triggered by a
proach of [2]. The adoption of a model-based ap-
major earthquake and associated tsunami, change
proach is expected to reduce the subjectivity in
the overall context. However, they are not ad-
the current approach, because the applicable error
dressed at this time, in particular due to the slow
probability directly follows from the factor evalu-
emergence of the organizational and human re-
ations, without need for additional judgments by
sponse information that is of primary interest for
the analyst (on identification of the closest match
seismic HRA.
and on possible adjustment) [6]. The model is a
Bayesian Belief Net (BBN), a mathematical frame-
Work carried out
and results obtained
work to model complex probabilistic causal relationships [7]. BBNs have been used in various applications for risk and reliability analysis, where
probabilistic models involve numerous, possibly
correlated and interacting factors [8].
❚ O
rganization of EOC Pilot Study III with a Swiss
The quantitative relationships underlying the mod-
plant.
el are informed based on the existing CESA-Q da-
The study plan for EOC pilot study III was present-
tabase. To do so, a Bayesian approach was spe-
ed to a Swiss nuclear utility and resulted in a mem-
cifically tailored in the present work for use in the
orandum of understanding.
HRA field. From a conceptual point of view, the
idea is to update belief concerning an unknown
variable (the human error probability), in light of
❚ R
evision of CESA-Q guidance, focusing on trace-
evidence from a database entry. The developed
ability and scope.
approach has a number of interesting features in-
Errors of Commission (EOCs) are PSA Human Fail-
cluding its generality (could be relevant for other
ure Events (HFEs) where the personnel performs an
HRA methods) as well as possible combination of
action that aggravates an accident scenario. They
information from expert judgment and field data
can be contrasted to HFEs where a required action
(e.g. from simulator studies).
is not performed. PSI’s method for the quantifica-
The use of the developed model for EOC quan-
tion of EOCs, CESA-Q (Commission Errors Search
tification is shown in Figure 1. Taking the analyst
and Assessment) [1, 2], was revised with focus on
assessments as inputs, the model produces a dis-
improving traceability of the analysis. In its cur-
tribution in terms of strength of their impact on
rent form [1], quantification in CESA-Q is based
the error probability (this distribution is then pro-
185
Projekt HRA-IV
For each figure, the proposed layout is shown, followed by the 100% figures (bitmaps).
Figure 1:
In the proposed modelbased approach, the
EOC probability
(expressed as a category
of error-forcing impact)
is directly produced
by the model once
the input factors are
evaluated. Depending
on whether assessment
Figure 1.
involves relationships
coved by the database,
the model output can
be well peaked (left) or
very uncertain (right)
(implemented in GeNIe
modeling framework
[9]).
cessed to derive the typical figures needed for PSA,
preceding international study. To allow for this,
the mean and error bounds). If the analyst assess-
each method was applied by multiple independent
ment involves model relationships that could be
teams: 3 HCR/ORE + Cause-Based Decision Tree
informed by the data, then the model produces
(EPRI Calculator) teams, 2 SPAR-H teams, 2 ATHE-
a well identifiable peak (Figure 1, left). If not, the
ANA teams, and 2 ASEP teams. PSI participates in
model predictions can be quite uncertain (Figure
the U.S. HRA Empirical Study, performing the eval-
1, right). At the present stage, the existing entries
uation of the HRA predictions for one of the two
in the database did not allow covering all relation-
ATHEANA analysis teams and contributing to the
ships needed to build the model. However, the
method assessments.
developed Bayesian approach to inform relation-
The main work for 2011 was the comparison of
ships can also be used to fill in with expert judg-
the HRA predictions with the reference data for
ment the missing evidence from the database. This
4 operator actions (human failure events or HFEs)
will be implemented in the future project work in
in 4 simulated emergency scenarios. These were
connection with the extension of the CESA-Q ref-
a Loss of Component Cooling Water with a po-
erence basis.
tential to induce a reactor coolant pump seal, a
Loss of Coolant Accident, a Loss of Feedwater
Simulator Data for HRA
and Method Assessment
event with an induced Steam Generator Tube
❚ Evaluation of HRA predictions and method as-
assessments of each team’s predictions were
186
Rupture (SGTR), and a base case SGTR. These
documented in a draft report [Forester et al.,
The U.S. HRA Empirical Study addresses four HRA
2011] and presented to the HRA analysis teams
methods: ASEP, SPAR-H, the combination of HCR/
for feedback at a project workshop hosted by
ORE and cause-based decision trees (as recom-
the US Nuclear Regulatory Commission in June
mended in and supported by EPRI HRA Calcula-
2011. The workshop was also used to present an
tor), and ATHEANA. The assessment of inter-an-
initial set of conclusions concerning the observed
alyst reliability is one of the elements added to
variability in analysis practices as well as in the
the method assessment in this follow-on to the
assumptions for the analyzed actions (HFEs) and
some relationships among the methods, their
Several patterns may be seen in this set of fig-
features, and their predictive performance and
ures; these observations are some of the start-
inter-analyst reliability.
ing points for the assessments of the methods’
Figure 2 shows the preliminary quantitative HRA
performance and reliability, which were initiat-
analysis results plotted against the 90% confi-
ed at the June 2011 workshop and are on-going.
dence bounds of the reference data, based on
It should be emphasized that the comparison to
the simulator observations. The narrow bounds
the confidence bounds is only one of the quan-
for HFEs 2A and 1C reflect the fact that none
titative comparisons performed on this data; for
and only 1 of the four observed crews met the
example, the quantitative assessment criteria give
success criteria defined for these actions. In con-
a high weight to the ranking of the HFEs. Most
trast, all crews met the success criteria for HFE 1A
of the HRA analysis teams were able to distin-
and 3A; the small difference in the confidence
guish between the more difficult HFEs and the re-
bounds of the reference data for these HFEs is
maining HFEs; a notable exception is one of the
due to there being only 3 observations of the HFE
SPAR-H analyses that predicted practically the
3A task due to a simulator issue that arose dur-
same failure probability for all HFEs. Comparing
ing data collection. HFE 1B at the right represents
across methods, the four analysis teams applying
a scenario where the crews would allow the re-
SPAR-H and ATHEANA tended to underestimate
actor to trip automatically rather than manually;
the failure probability for HFE 2A. Consequently,
all crews tripped manually in this scenario so that
the assessments are currently reviewing wheth-
there were no observations of this performance
er the scope of these methods or their guidance
context.
may be systematically overlooking a feature of the
1
Projekt HRA-IV
Figure 2: Quantitative results used in the method assessments of the U.S. HRA Empirical Study [Forester et al., 2011].
The dashed lines represent the 90 % confidence bounds of the reference data based on the simulator. For legibility,
the predictions from each analysis team are connected with solid lines. The predictions for HFE1B are not connected
and there are no confidence bounds because there were no simulator observations of this HFE. The methods are: ASEP
(red), SPAR-H (green), ATHEANA (black), and EPRI HRA Calculator (blue).
Figure 2.
187
performance context that is important in this HFE.
count for? Second, what is the state-of-knowl-
While the predictions from the EPRI HRA Calcula-
edge concerning these influences? Third, what in-
tor/CBDT analysis teams (shown in blue) also un-
fluences on human performance during and espe-
derestimate HFE 2A, it is worth noting here that
cially following earthquakes have been observed?
the confidence bounds for HFE 2A are narrow
The work in 2011 focused on the observations re-
but do result from a very small sample size. At the
lated to the experience at specific nuclear pow-
same time, all three analyses differentiate strong-
er plants.
ly between HFE 2A and the easier 2A and 3A ac-
The survey of large earthquakes near nuclear pow-
tions. Moreover, one ASEP (red) and EPRI calcula-
er plants, performed in 2010 and focusing on the
tor (blue) teams severely underestimate HFE 1C.
Pacific «rim of fire», indicated that the experience
Again, the presence of a systematic underlying
of NPPs at safe shutdown earthquake levels and
cause is also being examined.
above is limited to a very small number of sites.
As mentioned, the study design with multiple HRA
The only cases in the period 1989–2009 in which
analysis teams per method allowed inter-analyst
the facility’s safe shutdown earthquake was ex-
method reliability to be examined to some degree.
ceeded are the 2007 Chuetsu earthquake and the
Interestingly, the oldest and most recent methods
2005 Honshu earthquake in Japan. The safe shut-
show fairly strong consistency (ASEP in red and
down earthquake level (in Japan, the upper lim-
ATHEANA in black). The causes for the discrep-
it design basis extreme earthquake ground mo-
ancies between the SPAR-H (green) and among
tion), is the earthquake potential for which the
the EPRI HRA Calculator (blue) results are being
structures, systems, and components important to
investigated. Although the study is fairly limited
safety are designed to be functional. In the 2007
in terms of the number of scenarios and actions
earthquake, all 4 units at Kashiwazaki-Kariwa that
(HFEs), number of observed crews, and number
were not in outage shut down automatically; in
of HRA analysis teams, these examinations of the
the 2005 Honshu earthquake, the 3 Onagawa
predictions in light of simulator data remain able
units shut down automatically [10]. In the remain-
to identify limitations and potential improvements
ing cases, the earthquake ground motion at the
for the methods.
plant was below or near the operating basis earth-
The final report for the US study is under prepara-
quake, the level for which the reactor is designed
tion, for completion in 2012. It extends the draft
to be able to continue operating safely (although
report and consists of the revised benchmark com-
many plants are set to trip at levels below the op-
parisons of predictions and data and the overall
erating basis earthquake and did so).
assessments of each method and study findings.
In general, much of the scientific literature relat-
❚ Derivation of scenario-specific lessons for HRA
ed to the surveyed earthquakes deals with the ac-
from the data collected in the simulator studies
celerations, motions, and response of structures
of the HRA benchmarks
of interest to seismologists and civil/structural en-
The scenario-specific insights for HRA practitioners
gineers. The literature review found limited infor-
are in the scope of the final reports under prepa-
mation on the demands of the events and their
ration for the International and U.S. HRA Empiri-
impact on the operators, which is the primary fo-
cal Studies.
cus of this task. One reason for this is that, even
The report for the LOFW phase of the International
for earthquakes with extensive damage widely re-
Study was published [Dang et al, 2011].
ported in the news, the accelerations at the plant
can be quite low due to distance from the epicen-
ter to the power plant. An example is the 1995
❚ Detailed overview of earthquake experiences at
Kobe earthquake with 6434 reported fatalities,
188
where the distance from epicenter to the nearest
Seismic HRA refers to the adjustments to human
commercial nuclear power plant is approximately
failure event probabilities to account for the effect
130 km. In terms of the plant response, reporting
of earthquakes. In this work, the improvement of
in the literature as well as operational experience
the technical basis for seismic HRA is addressed in
database will be limited if a plant shutdown is not
three parts. First, what mechanisms or influences
required or the plant shuts down safely. Informa-
on human reliability should the adjustments ac-
tion from reports and scientific articles on the two
cases above and the 2003 earthquake in San Sime-
that even when safety-related equipment and sys-
on, California, USA, are summarized next.
tems are to a large degree unaffected by the earth-
The 2003 San Simeon earthquake resulted in 0.04 g
quake, damage to non-safety-related equipment
horizontal acceleration in the control room of the
can lead to a sustained increase in the workload
Diablo Canyon NPP (2 units) and the plant contin-
of the personnel. In addition, there can be interac-
ued to operate, in accordance with planning. No-
tions between safety-related and non-safety relat-
tification of the authorities and inspection of the
ed equipment, and between equipment and facil-
plant were performed, according to the require-
ity damage and the personnel’s ability to respond.
ments for such an event. The utility’s report to the
With the exception of the tsunami effects at Fuku-
nuclear authority provides details relevant to as-
shima in the March 2011 earthquake, the earth-
sessing the personnel’s workload. It notes that nu-
quake experience at NPPs shows limited to very
merous alarms, associated with the movement of
limited damage to safety-related equipment and
fluids in tanks, were activated in both units; these
limited or no adverse effects to the public and en-
were cleared and returned to normal after the seis-
vironment. (Note that at Fukushima, the tsunami
mic activity stopped. Personnel were dispatched
and its effects caused most of the damage to safe-
to the affected systems for visual inspection and a
ty-related equipment. Assessment of the extent of
plant inspection walk-down using a specific pro-
seismic damage to equipment is on-going.) With
cedure was initiated. Timed from the earthquake,
few exceptions, the reports on the surveyed events
the walk-down started at 14 minutes, the emer-
provide relatively little information regarding the
gency operations facility was staffed at 20 min-
challenges facing the personnel and the details of
utes, the authorities were notified at 25 minutes.
personnel performance. It can be seen that dam-
The plant declared a Notice of Unusual Event at 6
age to non-safety-related equipment may lead to
minutes and maintained this state for 24 hours,
a sustained workload for the personnel; further-
until inspections were completed as well as due to
more, communication with the authorities, me-
the aftershocks. The latter suggests that an earth-
dia, the public represent a significant additional
quake is not a punctual event: the activities of the
workload.
personnel do not return to a fully normal state for
an extended period after the main earthquake.
In the 2007 Chuetsu earthquake, all 3 operat-
ing units (3, 4, and 5) and 1 unit in start-up (2)
at the Kashiwasaki-Kariwa NPP shut down auto-
The research within the HRA project is oriented to
matically. The event was classed INES 0 (the low-
issues relevant for the Swiss nuclear power plants
est on the scale). Only equipment with low safe-
and to the conditions at these facilities. Although
ty importance failed; the most notable may be the
events from the international experience are used
fire at the Unit 3 house transformer, which had
in the work, e.g. to identify error mechanisms in
a social impact due to media reports, both local
a broad range of settings, the interpretation and
and worldwide. There was significant damage to
application of this information is oriented to the
non-safety related equipment. The reports note
Swiss situation. It considers the procedures and
that even for this non-safety related equipment,
practices at each of the Swiss plants.
measures were needed to address widespread im-
Agreement was reached with a Swiss plant to per-
pacts from common cause failures, there were ad-
form the third plant-specific pilot study on Errors
verse interactions with safety-related equipment,
of Commission, as foreseen in the project.
and the fire piping failed. The personnel’s ability
to respond and the response to the earthquake
and its consequences were affected by a) a dam-
aged entrance door to the Technical Support Center, which prevented access to the dedicated line
In a follow-on effort to the International HRA Em-
for contacting the fire station, b) the lack of a
pirical Study, PSI is contributing to the benchmark
24-hour fire brigade, and c) the reliance of trans-
design and HRA method assessment. The U.S.
former fire protection on fire walls and the lack of
HRA Empirical Study is a cooperation between the
chemical fire-fighting engines. This event suggests
U.S. Nuclear Regulatory Commission and a U.S.
189
utility, using its full-scope training simulator. The
port on the developed quantification approach
OECD Halden Project is also supporting the U.S.
will be completed in early 2012.
study with its staff as part of the Project’s Joint Pro-
While the 2011 revision of CESA-Q focused on
gramme, to which Switzerland (ENSI) contributes.
the quantification element, the main objective for
Additionally, a diverse group of partners including
2012 is the revision of the method guidance for
industry, regulators, and research institutes, are
qualitative error analysis, focusing on additional
contributing on the assessment group as well as
reference analyses that support identification of
in the HRA analyst teams. In addition to PSI, these
challenging conditions inducing more likely errors.
include EPRI, Sandia National Laboratories, Idaho
This would extend the scope of the method to sit-
National Laboratory, SAIC, all US; NRI, Czech Rep.
uations outside the current coverage of the CESA-
PSI is participating in a task group within the OECD
Q database.
NEA / Committee for the Safety of Nuclear InstallaCurrent Human Reliability Assessment Techniques
Simulator Data for HRA
and Method Assessment
In Nuclear Risk Assessment». This task, led by the
3. Evaluation of HRA predictions and method as-
U.K. Nuclear Installations Inspectorate, is a joint
task of the Working Group on Human and Orga-
The preliminary evaluation in the U.S. study was
nizational Factors and the Working Group on Risk
completed and reviewed with the analysis teams
Assessment. Its aim is to perform an international
at a workshop hosted by the US NRC in Rock-
technical evaluation of HRA methods, considering
ville, MD, USA, in June 2011. The results will be
criteria shared by the member countries and oth-
presented publically in two contributions to the
er common criteria. The task group held its first
PSAM11 conference in June 2012. The final re-
meeting in Sept. 2011, with the next meetings
port on the U.S. study is scheduled to be complet-
planned for March and September/October 2012.
ed in 2012. In parallel, the study assessment team
The work related to crew-plant simulation for safe-
is completing a final overall report on the Interna-
ty assessment is supported by a cooperation with
tional Study, also to be published in 2012. The U.S.
the University of Maryland (Prof. A. Mosleh), on
study confirmed many of the earlier international
the ADS software tool for dynamic event tree anal-
study results, its final report focuses on the consis-
ysis [11, 12].
tency of predictions and of method performance
tions (CSNI), «Establishing Desirable Attributes of
across analysis teams.
Assessment 2011
and Perspectives for 2012
4. Derivation of scenario-specific lessons for HRA
from the data collected in the simulator studies of
the HRA benchmarks.
These lessons are presented in the Internation-
al HRA Empirical Study final report, to appear in
1. Organization of EOC Pilot Study III with a Swiss
2012.
plant.
The pilot study will be initiated in 2012, based on
the agreement reached in 2011 with a Swiss plant.
5. Detailed overview of earthquake experiences at
The survey of earthquake experiences at nuclear
2. Revision of CESA-Q guidance, focusing on
power plants, focused on the human performance
traceability and scope.
elements, highlighted several issues relevant for
In the developed model-based quantification, the
seismic HRA: interaction of non-safety-related
human error probability is the direct output of the
damage with emergency response, weaknesses
model. This decreases the element of judgment
in limited aspects of emergency plans, the impact
(which is typically leading to low traceability and
of those weaknesses on personnel workload. The
repeatability) required for the analyst: once ap-
survey included only 1 event approaching the de-
propriate evaluations of the CESA-Q factors are
sign basis safe shutdown earthquake level (Suru-
made, the probability derivation does not need
ga Bay, 2009, for Hamaoka Unit 5), which means
any additional judgment from the analyst. A re-
that there was no or very limited damage to safe-
190
ty-related equipment. In general, increased work-
❚ V.N. Dang, J. Forester, R. Boring, H. Broberg,
load was found at levels well below design basis
S. Massaiu, J. Julius, I. Männistö, H. Liao, P. Nel-
earthquake levels.
son, E. Lois, A. Bye, The International HRA Em-
The exception, outside the scope of the survey, is
pirical Study – Phase 3 Report, Results from
the 2011 earthquake and tsunami at Fukushima,
Comparing HRA Methods predictions to HAM-
where the tsunami’s effects led to significant dam-
MLAB Simulator Data on LOFW Scenarios, Hal-
age to safety-related systems and to the reactor
den Work Report HWR-951, OECD Halden Proj-
cores. This accident is expected to provide impor-
ect, Halden, Norway, September 2011.
tant insights for safety and emergency planning;
however, information on personnel and organizational performance is only emerging gradually.
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lessons learned. This may imply that the experi-
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rors of Commission Identified from Operat-
ent provisions for earthquake response than those
ing Experience. LEA 09-303, Paul Scherrer In-
applicable in 2012 and beyond.
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191
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Crews for Safety Assessment», Doctoral Thesis No. 19321, ETH Zürich, Dec. 2010.
192
STARS
Safety Research in relation to Transient Analysis
of the Reactors in Switzerland
Author and Co-author(s)
H. Ferroukhi, A. Vasiliev, G. Khvostov and Project Team
Institution
Address
CH-5232 Villigen PSI
+41 (0)56 310 4062, [email protected]
http://stars.web.psi.ch
Duration of project January 1, 2010 to December 31, 2012
ABSTRACT
On the fuel modelling side, new Halden LOCA
The STARS project aims at research related to
tests using high-burnup fuel samples from
multi-physics multi-scale state-of-the-art com-
KKL were designed with FALCON coupled to
putational methodologies for best-estimate
GRSW-A and a first test was on that basis car-
safety analyses of the Swiss Light-Water-Re-
ried out during the year; the ALPS LOCA tests
actors (LWR) under conditions ranging from
conducted at the NSSR facility were also anal-
normal operation to beyond-design-basis ac-
ysed with emphasis on rupture mechanics and
cidents. During 2011, in addition to activities
oxidation kinetics; a participation with FALCON
carried out in support to the national regulator,
coupled to GRWS-A to a new OCED/NEA code
significant progress was achieved in each of
benchmark on Reactivity-Initiated-Accidents
the three main technical areas.
(RIA) was launched.
On the thermal-hydraulic side, a consolidation
Along this, significant advances in the areas of
of TRACE models for the Swiss BWRs was car-
multi-physics methodologies and uncertainty
ried out to enlarge the range of application to
analysis were also achieved. Related to the for-
operational transients as well as Anticipated-
mer, the developed coupling scheme between
Transient-without-SCRAM (ATWS); a first as-
TRACE and CFX was further validated using
sessment of the FLICA-4 code for sub-channel
mixing experiments from the FLORIS facility;
analyses and PWR DNB calculations was ad-
the verification basis of the developed coupling
dressed; a high competitivity of the single-
scheme between TRACE and S3K was enlarged
phase CFD capabilities established within the
to analyse the OECD/NEA PWR Main-Steam-
project were shown in the framework of inter-
Line-Break benchmark; enhanced temporal
national research programs.
coupling schemes for neutronics/thermal-hy-
At the level of reactor physics and core analy-
draulic simulations were specified and selected
ses, a comprehensive assessment of the new
schemes were tested within the NURISP frame-
fine-group CASMO-5M solver as basis for the
work. Concerning uncertainty analysis, a very
Swiss reactor core models was carried out;
important milestone was achieved with the de-
advanced computational schemes were de-
velopment of a stochastic sampling method to
veloped for the NURISP APOLLO-2 transport
propagate nuclear data uncertainties from 2-D
solver and verified for PWR and BWR models
transport calculations down to the 3-D steady-
including both UOX and MOX fuel; the valida-
state and transient/accident simulation codes.
tion basis of S3K for BWR stability analyses was
enlarged to wide range of tests conducted at
KKL.
193
Project goals
Then, a series of new On-Calls requested in 2011
were conducted as follows. First, using the STARS
During 2011, the project continued activities along
validated reference CMSYS core models, control rod
the following four main research lines: reference
tip fluence estimations for the KKB1 reactor were
model development and assessment for the Swiss
provided to ENSI in view of its yearly bilateral meet-
reactors, higher-order methods, coupled multi-
ing with the plant [3]. Secondly, following the Japan
physics methodologies and safety evaluations of
events, the project was requested on short-notice
operating as well as advanced LWR designs. This
to provide heat load estimations for the KKM spent
document presents the status and progress related
fuel pool [4] as well as to study the spatial-temporal
to the specific STARS activities carried out in the
evolution of the fuel rods during boil-off conditions
framework of the ENSI collaboration which had for
[5], taking advantage of the project capabilities by
2011, the following main objectives.
integrating CASMO/SIMULATE, TRACE and FALCON into the methodology. Next, a pilot project
Validation of CFD (STAR-CCM+) for boron dilution
experiments
was conducted in collaboration with ENSI to assess
TRACE and CFD analyses for EPR
core design and fuel reload licensing calculations.
Development of 1-D code lumped parameter model
of selected passive system design and assessment
studies
As situation target, the KKB1 Cycle 40 core loading
Establishment of strategy (vulnerability search) for
applications of TRACE coupled with DET analyses
the feasibility for STARS to provide verifications of
proposed by the vendor was modelled and analysed
within CMSYS [6] and the results in terms of operating and safety relevant parameters were provided to
Completion of CASMO-5 transition and Assessment
for all Swiss cores
ENSI as basis for their final approval. This pilot study
Modelling and assessment of NURISP codes towards
3-D full core higher-order pin-by-pin analyses of
Swiss reactors
confirming however that a central success-criterion
Participation to OECD/NEA Oskarshamn stability
benchmark with S3K and TRACE/S3K
illustrated the feasibility of such types of analyses,
will be a timely planning and coordination with
ENSI. Finally, three of the Swiss reactors (KKB, KKG
as well as KKL) submitted applications to ENSI for
Quantification of neutron cross-section uncertainties
with XSUSA for selected BWR transient analysis
the licensing of the new AREVA fuel performance
Analysis and design of HALDEN 2011 LOCA tests 1/2
for High Burnup KKL samples
review of the new models implemented in the code
Participation to OECD/NEA RIA fuel rod code benchmark
verification analyses with FALCON coupled to the
Assessment of FALCON for steady-state analyses of
MOX fuel
cases [7].
PWR MSLB coupled 3-D core/system analysis with
sub-channel methodology
code CARO-E3. To support this, STARS conducted a
along with their validation basis and performed
in-house GRSW-A model for selected benchmark
Plant system modelling and analyses
For the Swiss nuclear power plants (NPPs), the
modeling and simulations of the plant behaviour
Scientific support
during transients and accidents is primarily carried
A central mission of the research activities con-
out with the TRACE best-estimate system thermal-
ducted by STARS is to continuously develop, vali-
hydraulics code. During 2011, the main activities
date and maintain state-of-the-art computational
in this area were focused on the BWR models. On
methodologies for applications to the Swiss reactors
the one hand, following the validation of the KKL
in order to provide independent support to the na-
TRACE model for an ADS event [8], updates of the
tional regulator on safety-related questions. During
control- and balance-of-plant (BOP) systems were
2011, several support activities were conducted. To
performed to analyze the 109 % power Turbine
start, two activities initiated in 2010 in relation to the
Trip Test carried out at the plant during Cycle 16.
KKG plant were completed, including a verification
Using point-kinetics data obtained from the CMSYS
of the vendor methodology for Large-Break-Loss-
core model of Cycle 16, plant system analyses were
of-Coolant-Accidents (LBLOCA) simulations as well
performed to adjust the control systems and turbine
as a study of the behaviour of fuel rods with miss-
bypass valve logic, underlining that these models
ing pellet surfaces during reactor start-up ([1], [2]).
play a central role for a proper simulation of such
194
transients. In that framework, a code deficiency in
handling second order transfer functions was identified and reported to the US NRC, something that recently resulted in the release of a new official version.
TRACE pk (RPV)
TRACE pk (Turbine)
Despite this correction, the turbine bypass logic was
found not responding correctly to turbine inlet pressure changes. To counteract this, the control system
logic was simplified based on a RETRAN-3D model
previously used in STARS for the analysis of the same
test. This allowed enhancing the performance of the
TRACE plant system model which, as illustrated in
the upper part of Fig. 1 for the turbine inlet- and reactor pressure vessel (RPV) pressures, provides now
a reasonable agreement against both plant data as
well as with the previous RETRAN-3D analysis. Further enhancements of the model will however be
necessary to capture more precisely the pressure loss
distribution in the main steam and bypass lines as
well as to verify the flow characteristics of the Turbine Bypass Valve. Concerning KKM, emphasis was
given to integrate a point-kinetic feature as well as
to update specific control system parts of the TRACE
continuous validation of the code on the basis of
model in order to enlarge the range of application
international programs involving thermal-hydraulic
to beyond-design-basis-accidents. More specifically,
(T-H) experiments in integral-test-facilities (ITF) as
scoping simulations of the plant response during
well as separate-test-facilities (STF). During 2011,
an Anticipated-Transient-Without-Scram (ATWS),
STARS continued to be highly active in the two
initiated by a spurious Main Steam Isolation Valve
OECD/NEA international projects involving experi-
(MSIV) closure, were carried out with representative
ments at the ROSA and PKL large-scale ITF facili-
point-kinetic data [9]. Overall, the results indicated
ties. To start, a verification of a TRACE EPR model
the expected qualitative plant behaviour. In con-
using as basis, a scaled calculation of a SBLOCA
nection to this, the plant response as function of
conducted at the ROSA facility was completed
RCIC system availability was also studied, indicating
[10]. Moreover, PKL tests experiments were used
a time-window before core uncovery about 40%
to assess a new algorithm developed for TRACE
higher when assuming availability of the two RCIC
and aimed at improving the code capabilities to
trains instead of only one. Throughout this period,
track the evolution of soluble boron during tran-
the core was found to remain in a pre-CHF heat
sient/accident conditions ([11], [12]). Finally, sub-
transfer regime with fuel cladding temperatures
stantial efforts were conducted in relation to a
well below the imposed safety limits. As well, the
counter-part test conducted at both facilities. By
increased water temperature in the pressure sup-
carrying out the «same» test (a SBLOCA in the hot
pression pool (PSP), following the steam discharge
leg concurrent with a loss-of-offsite-power) in two
from the safety relief valve, was found to remain
ITF facilities characterised by different scales and
well within the limits even when applying conserva-
geometries, the first objective was to study and
tive assumptions such as e.g. complete condensa-
compare facility-related effects on the evolution of
tion of the steam flow as well as no torus Residual
a given accident. A second objective was to assess
Heat Removal (RHR) cooling.
through these tests and in combination with the
system code analyses, the performance of the core
Assessment of the trace system thermalhydraulics code
exit temperature (CET) measurements (normally
To ensure applicability and reliability of TRACE for
tween CET and Peak Cladding Temperature (PCT),
a wide-range of transient and accident conditions,
noting that scaling and geometrical effects are
a central component of the project activities is the
thought to have a strong impact on this relation.
used to detect a core heat up) and the relation be-
195
Figure 1:
KKL TRACE Model
Validation for Cycle
16 Turbine Trip Test
(Upper) and KKM TRACE
Model Assessment for
Postulated ATWS Event
(Lower).
Figure 2:
SBLOCA Counter-Part
Test at ROSA and PKL
Facility with TRACE
ROSA analysis (left)
and TRACE modeling of
Halden LOCA Test IFA650.2 (right).
1600
CLADDING TEMPERATURE (K)
Scram
TRACE ("lower")
TRACE ("upper")
Exp. ("lower")
Exp. ("upper")
1400
1200
1000
800
Natural circulation
600
400
200
Post-CHF
Blowdown
0
200
400
TIME (s)
600
800
1000
The left-hand side of Fig. 2 shows the experimental
tations of 3-D local two-phase flow phenomena,
results of both facilities along with the preliminary
R&D efforts are invested to complement TRACE
TRACE simulation of the ROSA test, underlining
with more advanced thermal-hydraulic and fluid
that the PKL primary pressure is limited to 45 bar
dynamics simulation methods. Therefore, on the
and therefore, a «double» experiment at two dif-
basis of the on-going OECD/NEA PWR PSBT full
ferent pressures was carried out at the ROSA facil-
bundle experiment benchmarks, the assessment
ity in order to simulate both high-pressure (ROSA)
of the FLICA-4 code for sub-channel analyses was
and low pressure (ROSA and PKL) phenomenology.
continued. First, emphasis was given to sub-chan-
To further assess the TRACE code capabilities for
nel and bundle void predictions [14] and then, fo-
accurate PCT predictions during LOCAs, modelling
cus was oriented towards addressing the code ca-
and analyses of the HALDEN IFA-650 series of inte-
pabilities for PWR Departure-from-Nucleate-Boil-
gral, single-pin, in-pile LOCA tests were completed
ing (DNB) predictions. As illustrated in Fig. 3, it was
[13]. As summarized on the right-hand side of Fig. 2,
found that for most of the investigated operating
showing the measured versus calculated PCTs at
conditions, including both steady-state and tran-
two axial locations, it was found that TRACE could
sient cases, FLICA-4 would yield a slightly lower
reproduce these experiments rather well with only
DNB power than measured i.e. predict occurrence
very moderate PCT overpredictions for all tests. In
of Critical-Heat-Flux (CHF) at a lower power than
that context, the most optimal code performance
in reality, something that thus ensures a certain lev-
was obtained for the fresh fuel test, something
el of conservatism. In that context, the CHF models
that could be indicative of increased difficulties in
available in the code were also studied, revealing a
reproducing the behaviour of high-burnup fuel,
better performance of the Groeneveld look-up ta-
underlining however that also in this case, the sim-
ble compared to the W3 correlation. However, dif-
ulations would nevertheless remain conservative.
Some further lessons learnt from these analyses
are that the water inventory upstream of the test
section is essential in order to capture the early
phase of the transient and that radiation can become the dominant mode of heat transfer, which
underscores the importance of wall-to-wall radiation heat transfer during LOCA conditions.
PSI FLICA-4
Advanced thermal-hydraulic methods and
CFD applications
To ensure that capabilities are at hand to investigate situations requiring more detailed represen-
196
Figure 3: FLICA-4 Results for OECD/NRA PWR PSBT
Steady State DNB Benchmark (Test Series 8).
ficulties to appropriately predict the thermal mixing
rather satisfactory and competitive performance of
around the spacers were encountered, something
the STARS STAR-CCM+ solution.
that is believed to be related to the constraint of
An assessment of boiling models implemented
applying a single set of the turbulent multipliers for
in STAR-CCM+ for two-phase flow applications
the entire calculation domain.
was also continued on the basis of the PWR PSBT
Secondly, efforts undertaken in recent years to
benchmark. This revealed a substantial enhance-
implement the STAR-CCM+ CFD code for specific
ment in void predictions when applying the new
types of NPP applications were continued. To start,
generation boiling models implemented in the
a validation of a STAR-CCM+ EPR vessel model
code [17]. Finally, significant efforts were under-
developed within the project was completed [15].
taken to validate STAR-CCM+ for the vessel mix-
Moreover, STARS finalized its participation to the
ing experiments that were carried out at the RO-
OECD/NEA Vattenfall T-junction benchmark, aimed
COM facility within the framework of the OECD/
at investigating the capabilities of state-of-the-art
NEA PKL project. Some of the main results [18]
CFD codes to predict temperature fluctuations on
are shown on the right-hand side of Fig. 4. There,
pipe walls under flow mixing conditions and thus
the upper figure shows snapshots (after start of
related to thermal fatigue [16]. A wide range of so-
injection) of the predicted velocity profiles for the
lutions were submitted to this «blind» benchmark,
buoyancy-driven experimental test, characterized
including the STARS contribution as well as another
by a higher mass flow rate and a 12% higher den-
independent PSI solution. The figure of merits (FOM)
sity in Loop 1 compared to the three other loops,
combining the organizer’s ranking coefficients of
as well as for a sensitivity calculation assuming 0%
the submitted solutions in terms of predicted veloc-
density difference. These results emphasize a much
ity profiles and wall temperatures, are presented on
more homogeneous redistribution of the flow
the left-hand side of Fig. 4 noting that the lower
along the downcomer annulus when assuming no
the FOM, the «better» the code performance with
density differences. Now for the buoyancy-driven
regards to predicting the two above-mentioned
experiment, the calculated core inlet temperature
physical parameters. These results indicate thus a
as function of time is compared to the measured
OECD/NEA Vattenfall T-Junction Benchmark
– Combined Figure-of-Merit of Participants
Solutions
0
0.5
1
1.5
2
2.5
ONB / FLUENT
3
3.5
Figure 4:
STARS Results with
STAR-CCM+ for OECD/
NEA Single-Phase CFD
Benchmarks.
OCED/NEA PKL-II ROCOM Mixing Experiments
STAR-CCM+ Modeling and Analyses
4
Analysis of Test
with 12% Density Difference
Calculation
with assumed 0% Density Difference
NRG / STAR-CCM+
ANL /Nek5000
AEKI / FLUENT
Relative
Velocity
Magnitude
FNS / FLUENT
USNRC / FLUENT
FKG / FLUENT
PSI-STARS / STAR-CCM+
NSI / CABARET
AaltoU / OpenFOAM
KINS / CFX
SIA / CFX
EDF / SATURNE
UPV / CFX
TexasA&M / STAR-CCM+
FKG / OpenFOAM
IKE / FLUENT
HacettepeU / FLUENT
ASCOMP / TransAT
JNES / AFFR
FZD / CFX
GRS / CFX
PSI / FLUENT
ANL / STAR-CCM+
Tractebel / CFX
AthensU / CFX
PisaU / CFX
CNS / ModTurc_Clas-IST
197
one on the right-hand lower part of Fig. 4, noting
shown here, a main challenge that was identified
that the results averaged over all measured sensors
is the appearance of local temperature oscillations
are there shown. Clearly, on average, STAR-CCM+
in the code results for sensors located in the outer
is able to predict rather well the strong and rapid
part of the core inlet plane. This indicates difficul-
reduction of the core inlet temperature although
ties in predicting the vortices occurring in the lower
the code stabilizes with time at a higher average
plenum, something that will thus deserve further
temperature compared to measurements. This fig-
studies.
ure also illustrates that when assuming no density
similar core inlet temperature drop will occur but
Reactor physics and steady-state core
analyses
with a certain delay in time. Finally, although not
Parallel to the continuous periodic cycle-specific
differences, i.e. in a momentum-driven regime, a
updates of the CMSYS 3-D core static models of
the Swiss reactors, one objective for 2011 was
Figure 5:
Assessment of C5M
for CMSYS Core Models –
KKL RMS 3-D Power
(above) and KKB1 RMS
Critical Boron.
to intensify the assessment of the new 2-D lat1
tice CASMO-5M (C5M) as basis for these models,
3
underling that C5M offers several advantages in
5
terms of modelling capabilities compared to its
7
predecessor CASMO-4E (C4E) and relies also on a
more recent ENDF-B/VII neutron data library with
9
a 586 energy group structure. Therefore, the as-
Cycle
10b
sessment initiated last year for the KKG plant was
12
enlarged during this year to the KKL as well as the
14
KKB reactors. In that context, taking advantage of
16
the capabilities that are continuously being devel-
18
oped in CMSYS for systematic and efficient code/
20
method assessments [19], the impact of C5M on
22
the SIMULATE-3 accuracy for steady-state cycle
24
depletions was studied.
As can be seen on the upper part of Fig. 5 show-
26
0.00 1.00 2.00 3.00 4.00 5.00 6.00 7.00
nodal RMS error [%]
CASMO-4E/advJ2
ing the achieved accuracy in 3-D flux/power distribution for the KKL models, C5M (vers1) provides
CASMO-5M/vers1
CASMO-5M/vers2
soluble boron RMS error (ppm)
60
C4 (E4)
C4 (J2)
C4E (E4)
C4E (J2)
C5M (E7)
50
40
30
20
10
0
16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 ALL
cycle
198
k-inf difference AP2-C5 [pcm]
200
100
0
-100
-200
-300
-400
-500
-600
-700
-800
-900
Figure 6: Differences
between APOLLO-2
(AP2) and CASMO-5M
(C5M) for different
LWR pin-cell models.
0
20
40
60
80
100
relative burnup [%]
PWR-UOX
BWR-VOI40
PWR-MOX
BWR-VOI80
PWR-3cycles
a very satisfactory performance with nodal RMS
code along with the 281-group library based on
approaching the 4% level (below which further
JEFF-3.1 and updating consequently the scheme
enhancements are not considered as easily achiev-
with regards to the resonance self-shielding mod-
able when taking into account measurement bias-
els, decay chains as well as the output processing
es and uncertainties). The performance is however
capabilities. For the assessment, a series of bench-
not significantly better than with the predecessor
mark models including PWRs and BWRs as well as
C4E except when implementing the new option
UOX and MOX fuel, were set-up and analysed. To
(vers2) to model more precisely the water crosses
assess the APOLLO-2 solutions for these models,
in SVEA fuel (although this enhancement remains
the C5M code was used as reference solution and
moderate). For the PWR KKB1 and KKB2 plants, a
an overview of the obtained agreement in terms
similar performance was achieved in terms of 3-D
of the lattice multiplication factor k-inf is shown in
power distributions. However, for the predicted
Fig. 6. A few trends are noted among which the
critical boron concentration, the vali-dation results
most noticeable is the tendency for APOLLO-2 to
confirm the bias already observed for KKG. This is
produce increasingly lower reactivities as function
illustrated on the lower part of Fig. 5 where the
of burnup for the UOX cases. However, although
C5M results are compared to C4E solutions based
not shown here, this was found to be related to
on various library combina-tions. On the basis of
C5M predicting lower reactivity losses along deple-
these results and taking note that C5M is a fairly
tion, something indicative of a generally harder
direct descendant of C4E, the increased bias seen
spectrum compared to APOLLO-2. But on average,
with C5M is believed to be mainly attributed to the
the agreement is found to be around 500 pcm
new E7 library although further investigations are
which is well within the expected variation range
required to confirm this.
when considering for instance that only nuclear
Also related to lattice physics, STARS is within the
cross-section uncertainties could contribute to
EU 7th Framework NURISP project participating to
such differences if not higher. Therefore, this level
the development and verification of computational
of agreement is considered as sufficiently satisfac-
schemes for the CEA APOLLO-2 solver foreseen
tory, noting that additional analyses not shown
to be one of the main 2-D assembly depletion
here have indicated that the employed neutron
code within the NURESIM platform. During 2011,
group structure might in fact contribute more to
a computational scheme for pin-cell calculations
the differences than the computational schemes
was finalised, integrating the new APOLLO-2.8
or even the neutron data libraries.
199
1
Calculated Decay Ratio (-)
1.00
C19
C13
C10
Meas=cal line
0.9
0.8
DR Relative Difference(%)
Figure 7:
Validation of S3K for
KKL Stability Tests in
Cycle 10, 13 and 19 (left)
and Assessment of C5M
for Cycle 19.
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.00
-1.00
-2.00
-3.00
-4.00
-5.00
-6.00
0
0.1
0.2
0.3
0.4
0.5
0.6
0.7
0.8
0.9
1
BOC
EOC
1
3
4
Measured Decay Ratio (-)
5
6
7
8
9
10
11
Case No. (-)
Reactor dynamics and 3-D kinetics
specially not for the ones employed in earlier cores
Within STARS, the SIMULATE-3K (S3K) code is
such as Cycle 10.
used as principal tool for dynamical simulations
Finally, as part of the transition to C5M for 2-D
requiring full 3-D core models and can be used
lattice transport calculations of the Swiss reactors,
on a fully stand-alone basis when only limited
it was considered appropriate to start integrating
parts or none of the plant system components
as part of such assessments, the impact all the way
are necessary. For BWR stability analyses, a vessel
down to reactor dynamics simulations. This was
model to represent the coolant recirculation loop
initiated by assessing the impact of C5M on the
is required in addition to the 3-D core model and
S3K stability results for KKL Cycle 19. The results
since this particular capability is available in S3K,
are shown on the right-hand side of Fig. 7 where
the development of a stability methodology based
the changes in decay ratio compared to the previ-
on S3K was initiated last year. During 2011, the
ous C4E based solutions are shown. As can be
validation for the methodology on the basis of the
seen, similarly as for the static core analysis accu-
KKL cycle 19 tests was completed and using the
racy, the impact on the stability results is moderate
validated vessel model, the stability tests carried
although a tendency for more stable predictions
out during Cycles 10 and 13 were also analysed
with C5M is observed, especially towards End-of-
([20], [21]). The results are summarized on the left
Cycle (EOC) conditions. A major reason for this
hand side of Fig. 7 where the calculated decay
was found to be that C5M produces less negative
ratios are compared to measurements. As can be
void reactivity coefficients and specially at high
seen, excellent results are also obtained for Cycle
burnups, noting that this induces a stabilising ef-
13, something that underlines the strength of the
fect via the reduced thermal-hydraulic feedback
methodology when considering that the only dif-
gain in the non-linear neutronics/T-H feedback
ference compared to the Cycle 19 analyses (except
system. Therefore, a corresponding study for the
of course the local test operating conditions) are
Cycle 10 tests is now planned as one of the steps
the cycle-specific core models which are directly
towards verifying if the less satisfactory perfor-
obtained from CMSYS. At the same time, the less
mance for this case can be confirmed to be mainly
satisfactory performance obtained for Cycle 10,
T-H related.
where S3K overpredicts the decay ratio for most
200
points, is an indication of the challenging task to
Fuel Rod modelling during LOCA
achieve a generic methodology for BWR stability
During 2011, the fuel modeling research on
simulations. Although further investigations are
LOCA fuel safety criteria was continued both
required to better understand the reason for the
with regards to previous Halden LOCA tests ([22],
Cycle 10 trends, it is believed that in particular the
[23]) and in the context of EPR safety analyses
T-H models, selected and adopted on the basis of
[24]. Also, large efforts were undertaken in re-
the validation carried out for the modern 10x10
lation to new Halden LOCA tests involving KKL
Cycle 19 core, might not be applicable in a generic
high-burnup fuel segments and aimed at study-
manner for all types of fuel assembly designs and
ing fuel relocation both during cladding balloon-
ing and after cladding burst. To this aim, the
the prescribed internal pressure decrease relative
strategy adopted by the involved partners was to
to the maximum value had been reached, were
conduct two separate tests. The first test (Run 1)
in-line and consistent with the design recommen-
would be interrupted by reactor scram after the
dations. However, the failure that occurred later
development of a large balloon but before clad-
during the cooling down phase was not expected
ding rupture while the second test (Run 2) would
and the reasons for this have not yet been en-
be allowed to proceed until cladding burst when
tirely clarified. Preliminary post-test analyses have
it would then be terminated by reactor scram.
shown that the anomalous dynamics of pressure
In that framework, due to its intensive activities
could have been caused by a high gas tempera-
related to the further development and coupling
ture in the small upper plenum. Another hypo-
of the FALCON code with advanced in-house fuel
thetic assumption is that a considerable burst
behaviour models ([25], [26]), the STARS proj-
release of the fission gases retained by the large
ect was commissioned as lead participant for the
pores in the pellet rim and/or in the closed pellet-
design of these two tests. Consequently, using
cladding gap could have occurred, something
available PIE data from the mother rods, design
that was in fact already put forward by some of
studies were conducted a) to assess the feasibility
the parametric studies carried out as part of the
of such tests; b) to define the necessary fuel rod
design analyses. As shown in Fig. 8, the amount
characteristics; c) to establish the detailed test-
of fission gas that could result in a pressure level
ing procedure ([27], [28]). This resulted in two
as high as measured is estimated as ~ 7 % and
main recommendations concerning the fuel rod
such amount could thus have been available for
characteristics required to ensure that the tested
burst release. Some of the conducted analyses
specimens be representative of full-scale rods
showed indeed that around 10–13 % of the gas
with the same level of burn-up. First, from base
generated in the fuel pellet was lost by the matrix
irradiation calculations, the initial fill-gas pressure
during base irradiation solely due to formation of
was proposed to be 20 bar (room temperature)
High Burnup Structures (HBS) in the pellet rim.
for both samples. Secondly, for the non-burst
Therefore, it could be that a large fraction of this
Run 1, a relatively small free volume was pro-
gas was retained in the HBS-pores of the pellet
posed based on conservation of the gas-to-fuel
rim (and partly in the closed gap) after the base
volume ratio of the full-length rod, noting that
irradiation and that some of this gas could then
through this, an amplified feedback effect of the
have been released during the test. Currently,
ballooning on the internal gas pressure should
allow for a significant pressure drop and slowing
down (or interruption) of the ballooning before
cladding burst. On the other hand, for the burst
test Run 2, the use of a relatively large initial free
volume was proposed as this would result in a
more isobaric response of the internal pressure
during the ballooning, which should facilitate a
larger balloon. On this basis, the non-burst test
Run 1, referred hereinafter as IFA-650.12, was
carried out in May 2011. The cladding was remarkably ductile. It deformed at high temperature during a long period and the rod pressure
decreased to ca. 50 % of the maximum pressure when the process was stopped by a reactor
scram. However, a small signal from the gamma
monitor ca. 5–7 s into the cool-down phase indicated a cladding crack. To a common agreement,
the first test was thus considered as a partial success since the evolution of the test up to the moment of shut-down, which was made after that
201
Figure 8:
Measured and calculated
gas pressure in the rod
of IFA-650.12 LOCA test
using different assumptions on initial instantane-ous burst release.
destructive PIE is on going at Halden and this is
shock and LOCA conditions. Therefore, the good
expected to provide additional information on
performance achieved for this test indicates that
the fuel state in the rod after the test, e.g. degree
a hydrogen concentration below 300 ppm is not
of fragmentation, relocation and fill-ratio for the
significant for the rupture behaviour since this
fuel in the ballooned area. Using this data, the fi-
corresponds to the level of measured content for
nal conclusion on whether or not the first test has
the sample in question.
reached its main goals will be drawn and based
Concerning oxidation kinetics, parametric studies
on these conclusions, recommendations for the
conducted under the assumption of no cracks in
second test will be put forward.
the oxide layer indicated the effect of temperature and pre-formed corrosion layer thickness as
Cladding modelling and oxidation kinetics
predominant factors when employing either the
The STARS project is participating to the model-
Cathcart-Pawell or Baker-Just correlations. And
ing and analyses of the ALPS tests carried out
under isothermal conditions, the time evolution
by JAEA and involving among others, KKL fuel
of the oxide thickness was found to follow a
samples. This experimental program was set-up
parabolic growth both as function of increased
with the specific objectives to promote a better
initial oxide layer as well as temperature. The ef-
understanding of high-burnup fuel behaviour
fects of burnup and/or cladding type were on
under RIA and LOCA conditions. For the latter,
the other hand found to be less significant for
particularly emphasis was given to investigate
the high-temperature oxidation rates. To assess
the thermal shock resistance of oxidized cladding
the reliability of these FALCON studies, measured
and the oxidation kinetics under simulated LOCA
oxidation data received recently by JAEA were
conditions. And it is in that framework that the
analyzed. The high temperature oxidation results
main project activities were during 2011 con-
are shown on the right-hand side of Fig. 9. This
ducted. More precisely, FALCON modeling and
shows a comparison between measured versus
analyses of selected ALPS LOCA tests involving
calculated (using the Cathcart-Pawel model) ox-
BWR as well as PWR high burnup fuel rods were
ide layers on the cladding inner diameter surfaces
performed [29]. Some of the obtained results
(ID) and outer diameter surfaces (OD) obtained
for a test involving a KKL sample from a fuel rod
after 600 sof testing under isothermal conditions
with average burnup of 66 GWD/MT are shown
is presented for three temperature ranges. As can
in Fig. 9. As can be seen on the left- and middle
be seen, the calculated ID oxide layer show for all
parts of that figure, both the predicted rupture
temperatures, a remarquable agreement with the
temperature and the associated hoop strain are
measured data. On the other hand, much more
lower than the measured values, although very
pronounced discrepancies are obtained for the
close in both cases. In relation to this, it must be
OD oxide layers with a tendency for overpredic-
underlined that the current FALCON version does
tions by FALCON in the lower temperature range
not provide options to model hydrogen induced
and an opposite trend for the upper temperature
mechanisms on cladding failure during thermal
range. Part of the difficulties is that oxidation ki-
Temperature (K)
790
18
FALCON
780
16
770
14
760
750
740
730
8
6
4
2
700
0
80
FALCON
10
710
90
Measured
12
720
Rupture Temperature
202
20
Measured
Oxide Layer Thikness (µm)
800
Hoop Strain (%)
Figure 9:
FALCON Analyses of
ALPS LOCA Test with a
KKL Fuel Sample.
70
60
Measured ID
FALCON
ID
Measured OD
FALCON OD
50
40
30
20
10
Maximum Hoop Strain
0
1000
1100
1200
Figure 10:
Modeling and Analysis
with FALCON coupled to
GRWS-A of CABRI CIP01
Test.
netics is strongly dependant, especially at high
yield feasible estimations of FGR, fuel and cladding
temperature, upon the initial oxide layer thickness
temperatures, cladding failure and residual hoop
and therefore, uncertainties in measured data
strain for the CABRI CIP01 case. Indeed, as shown
(with regards to the pre-oxide layer thickness in
on the left-hand side of Fig. 10, the predicted axial
both axial and azimuthal directions) makes it diffi-
profile of the residual cladding hoop strain shows
cult to fully assess the obtained code results. Fur-
a rather good agreement with the corresponding
thermore, some cracks were found in the oxide
measurement.
layer, something that was so far not considered
On the other hand, the PSI predictions stood apart
in the FALCON analyses. These studies are there-
from other solutions with respect to the cladding
fore planned to be continued in the perspective
elongation that occurred during this test. The rea-
of further enhancing the FALCON code predictive
son for this was recently found to be an inadequate
capabilities related to both oxidation kinetics as
restart option in the current FALCON scheme for
well as hydrogen pickup during accidents in gen-
base irradiation including fuel refabrication. To
eral and LOCAs in particular.
overcome this, an alternative scheme was applied,
resulting in a much better agreement with mea-
Fuel behaviour during reactivity-initiatedaccidents
surements and showing at the same time, as illus-
Related to fuel safety criteria for reactivity-ini-
tant impact from the predicted gaseous swelling for
tiated-accidents (RIAs), an OECD/CSNI RIA code
a successful interpretation of the measured data.
trated on the right-hand side of Fig. 10, an impor-
benchmark was initiated during 2011 with the
objective to assess the reliability of fuel behav-
Multi-physics and coupling methodologies
iour codes to reproduce the results of RIA tests
One central mission of STARS is to develop multi-
conducted at the IRSN CABRI and JAEA NSRR test
scale and multi-physics computational method-
reactors. Within STARS, the objective is to partici-
ologies to improve the reliability of models and
pate to this benchmark with FALCON coupled to
simulations applied for transient/accident safety
GRSW-A in order to further address and under-
evaluations. During 2011, emphasis was given
stand the role of transient gaseous swelling under
to multi-physics activities aimed at establishing
RIA conditions. Consequently, a first series of se-
numerical coupling schemes between simulation
lected CABRI tests were modeled and the analysis
codes handling different physical domains (e.g.
results were presented at a recent meeting of the
thermal-hydraulics, neutronics, thermo-mechan-
OECD-CSNI Work Group for Fuel Safety (WGFS).
ics) in order to take into account the relevant
In spite of a considerable scatter in the solutions
spatial/temporal feedback occurring between the
obtained by the different participants, the PSI re-
governing physical phenomena handled by each
sults using FALCON with GRSW-A were found to
stand-alone code.
203
Figure 11:
Verification of TRACE/
CFX Coupling Scheme for
Tracer Mixing Tests at
the PSI FLORIS Facility.
First, a PhD thesis aimed at developing a coupling
scenario are shown. These tests were then ana-
scheme between the three-dimensional CFD code
lysed first with CFX and TRACE in a stand-alone
ANSYS CFX and the best-estimate thermal-hy-
manner and then, in a coupled mode. As shown
draulic system code TRACE was completed ([30],
in the lower part of Fig. 11, it was found that
[31]). In that framework, the validation basis was
the coupled tool would provide a considerable
extended to analyse mixing experiments carried
improvement of the predicted tracer distribution
out at the dedicated PSI Flow circulation in LOwer
across the core channels compared to the TRACE
plenum and RISer (FLORIS) facility. These experi-
stand-alone simulations. However, the compari-
ments consisted of a tracer injection in one of the
son with FLORIS experimental data nevertheless
two loops in order to study its spatial/temporal
pointed out certain deficiencies of RANS turbulent
distribution across the lower plenum and within
models when treating complex geometries. More
the core region. This is illustrated in the upper part
precisely, difficulties by CFX to properly model the
of Fig. 11 where the measured versus CFX pre-
flow field in the lower plenum and towards the ex-
dicted concentrations after 10.5 s of the transient
ternal core bypass zone were encountered, point-
Distribution of Tracer 10.5 s after start of transient
Measured
204
Calculated
ing out the need for improved turbulence models
for the treatment of flows with high curvature and
large vortices or characterised by strong boundary
layer detachment.
Secondly, the validation of the TRACE/S3K (TS3K)
coupling scheme developed by STARS in collaboration with the S3K code developers was continued and during this year, the OECD/NEA PWR
coupled plant system/3-D core Main Steam Line
Break (MSLB) computational benchmark was analysed [32]. The core/plant system data were taken from the benchmark specifications while the
nuclear data were produced with the CASMO-4
lattice code and the SIMULATE-3 core simulator.
Regarding the system model performance, despite a distinct deviation from the other solutions
in terms of predicted break flow, the behaviour of
the total Steam Generator fluid inventories was
found to agree well with the previous submitted
Figure 12: Verification
of TRACE/S3K Coupling
Scheme for OECD/NEA
PWR MSLB Benchmark.
results. Thereby, the behaviour of the strong cold
leg cooldown in the affected loop as well as in
Newton (ABN) method which basically replaces
terms of temperature asymmetry between both
the straightforward FPI loop by a Newton method.
loops was predicted in a very similar manner as the
The actual implementation of these schemes is
other code solutions. And as illustrated in Fig. 12,
now up to the NURISP partners with access to the
the predicted 3-D core response was also found to
sources of the codes. Nevertheless, some improve-
be in good agreement with most other results al-
ments of the currently employed (explicit) Opera-
though the TS3K results can be seen to be located
tor Splitting (OS) scheme were also studied within
in a cluster of solutions characterised by a slightly
STARS in collaboration with KTH (Royal Institute of
later power reversal and a generally higher power
Technology of Sweden). These included: a) Tem-
maximum. From these points of views, it can be
poral extrapolation of the coupling fields from
concluded that TS3K has been shown to perform
the lagging code up to the end of the integration
in a similar manner as other state-of-the-art codes
time-step of the leading code (in an OS coupling,
Figure 13: PWR REA
Simulation Accuracy
for Various Operator
Splitting Coupling
chemes.
for this PWR benchmark simulating a complex
transient sequence with strong coupling between
core and system, proving thereby further confi-
1
10
OS/N−K STANDARD
FULLY EXPLICIT
LEAPFROG
OS/N−K + T−H EXTRAPOLATION x 1.0
OS/N−K + T−H EXTRAPOLATION x 0.5
dence in its applications for the Swiss reactors.
Finally, STARS is also participating in the multiphysics activities of the NURISP project, one main
0
10
hance coupling methods that could be implemented in the reactor analysis codes used for safety
analyses of the Swiss reactors. During 2011, a set
of functional specifications for semi-implicit code
coupling that could allow for an increased numerical accuracy and stability of the coupled multiphysics NURISP solvers, were proposed [33] including three distinct schemes with increasing level of
POWER PEAK ACCURACY (−)
objective through this participation being to en−1
10
−2
10
−3
10
complexity. The first two schemes are based on
the Fixed-Point-Iteration (FPI) method which requires minimum modifications of the codes while
the third one is based on an Approximate-Block-
−4
10
−4
10
−3
10
−2
TIME−STEP (S)
10
205
−1
10
the codes execute their time-step integration al-
parts of the activities were carried out. In that
ternatively, one code leading the other one); b)
framework, the efforts to develop and imple-
Implementation of an externalized adaptive time-
ment UQ methods for the C5M lattice code were
stepping technique based on the evaluation of the
continued. To start, the Direct Perturbation (DP)
fastest dynamical scale of the different coupling
method, implemented to allow perturbation of
fields of the simulation. These modifications were
microscopic capture, fission, nubar, fission spec-
tested for a PWR Rod Ejection Accident transient
trum, scattering, and (n,2n) cross sections for
using the codes DYN3D and FLICA4 coupled in the
the 586-group ENDF/B-VII-based nuclear data
NURESIM platform [34]. As illustrated in Fig. 13,
library, was tested for selected LWR models [36].
this showed that temporal extrapolation of the
As these first analyses showed that the DP ap-
coupling fields in a standard OS coupling can help
proach would produce underestimations of the
increasing the convergence rate of the power peak
total uncertainty, further studies were carried out
solution as function of the time-step size. Also the
and revealed that this was due to the usage by
time-stepping technique driven by the dynami-
C5M of a «combined» scattering matrix. For this
cal time scales of the coupling fields showed that
reason, the NJOY nuclear data processing code
significant savings in computation effort could be
was implemented in the STARS suite of codes
obtained without penalizing the accuracy of the
and using this tool, elastic/inelastic separation
key results.
was achieved by creating microscopic scattering
libraries containing fractions of the C5M «com-
Figure 14:
Uncertainties in CASMO5M 2-Group Homogenized
Cross-Sections for a PWR
Assembly using the PSI
SHARX Method.
Best-estimate analyses with uncertainty
quantifications
bined» scattering matrix for each sub-reaction:
As STARS aims at developing safety-related com-
then applied to the previously analysed cases
putational methodologies using state-of-the-art
and was confirmed to provide a significant en-
best-estimate codes, one important complemen-
hancement of the DP method through a proper
tary activity is to establish advanced and reliable
handling of the highly important uncertainties
methods to quantify the uncertainties associated
associated to U-238 inelastic scattering reac-
with the simulations results. During 2011, an
tions. To complement the DP approach, another
uncertainty quantification (UQ) method based
project milestone was achieved by developing
on statistic sampling was applied for TRACE
a stochastic sampling (SS) UQ method for C5M
thermal-hydraulic analyses of SBLOCA tests
which, similarly as for the DP approach, employs
carried out at the ROSA facility [35]. But it is
nuclear data uncertainties based on the SCALE
mainly in the area of neutron data uncertainty
variance/covariance matrix (VCM) library pro-
propagation from 2-D lattice transport all the
vided in a 44-group structure. To that aim, the
way down to 3-D core simulations that the major
COVERX module was developed to convert the
elastic, inelastic, and (n,2n). This capability was
SCALE 44-group VCMs into other group structures and the SHARKX module was established
to generate relative samples of the nuclear data
D1
D2
Nusigf1
Nusigf2
Siga1
Siga2
Sigrem
kinf
2.00
rel. std. dev. (%)
1.50
assuming multivariate normal distributions. Using these modules, the developed SS method
was applied to quantify for selected LWR lattice
models, the resulting uncertainties in predicted
nuclide concentrations as well as 2-group ho-
1.00
mogenised cross-sections (which are used by the
downstream 3-D core simulators). For the later,
results obtained assuming uncertainties in the
0.50
nuclear data of all actinides and structure/moderator nuclides, are shown in Fig. 14, illustrating
0.00
0
10
20
30
40
burnup (MWD/kgHM)
50
60
first a k-inf uncertainty of above 1% already at
zero burnup and showing the uncertainty behaviour as function of burnup for some of the main
parameters used by 3-D nodal diffusion codes.
206
side, a consolidation of TRACE models for the
Swiss BWRs was carried out to enlarge the range
To carry out its research and scientific support ac-
of applications to operational transients as well
tivities, the STARS project collaborates with ENSI as
as beyond design basis accidents. Also, a first as-
well as with swissnuclear and the Swiss individual
sessment of the FLICA-4 sub-channel code for
nuclear power plants. Along this, the project also
PWR DNB calculations was addressed, reaching
collaborates with other laboratories at PSI, among
thereby an important milestone towards the es-
which the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH),
tablishment of a capability for CHF predictions of
the Laboratory for Energy Systems Analysis (LEA)
the Swiss PWR reactors. Finally, a very satisfactory
and the Laboratory for Nuclear Materials (LNM)
performance of the single-phase CFD capabilities
can be mentioned. Finally, the project is also in-
established within the project were shown both
volved in an increased collaboration with the Swiss
for thermal fatigue related applications as well as
federal polytechnic institutes ETHZ/EPFL for the
for predicting buoyancy-driven coolant mixing in
elaboration, supervision and realisation of relevant
a pressure vessel. At the level of lattice physics
MSc and PhD theses. Within the framework of the
and core analyses, a comprehensive assessment of
EPFL/ETHZ Nuclear Engineering Master Program,
the new advanced fine-group CASMO-5M solver
the STARS project was during this year also as-
as basis for the Swiss reactor core models was
signed to prepare and lead the new «Nuclear Com-
carried out, including comparisons to APOLLO-2
putation Laboratory» course that was organized
computational schemes also developed during the
for the first time in November 2011 [37].
year for the EU NURISP project. For the CMSYS
Swiss core models, the analyses underlined a very
good performance in terms of 3-D power distributions but confirmed an increased bias for PWR
critical boron predictions. Regarding reactor dy-
At the international level, the project collabo-
namics, focus was given to enlarge the validation
rates with international organisations (OECD/
of S3K for BWR stability analyses, illustrating a
NEA, IAEA) principally as part of working/expert
rather good performance for most of the global
groups as well as through international research
stability tests carried out at the KKL plant but un-
programs and benchmarks. The project also col-
derlining at the same time, the challenging task to
laborates with other research organisations, on
achieve a generic methodology for such types of
the one hand through e.g. EU 7th FP NURISP proj-
simulations. On the fuel modelling side, new Hal-
ect and on the other hand, through bilateral co-
den LOCA tests using high-burnup fuel samples
operation e.g. GRS, CEA, KTH, Purdue University.
from KKL were designed with FALCON coupled to
An active cooperation with the Finnish regula-
GRSW-A and the first test carried out during the
tory body STUK as well as with the AREVA plant
year confirmed the overall adequacy of the de-
vendor is also carried out for safety evaluations
signed test procedure. Also, the ALPS LOCA tests
related to the GIII/GIII+ EPR and Kerena reactors
conducted at the NSSR facility were analysed with
respectively. Finally, close cooperation with code
FALCON, this time with emphasis on rupture me-
developers and/or providers is necessary and con-
chanics and oxidation kinetics during LOCA condi-
ducted principally with US NRC (TRACE), Studsvik
tions. A comparison of measured versus calculated
Scandpower (CASMO-4/SIMULATE-3/SIMULATE-
results indicated a very good performance for the
3K) and EPRI/ANATECH (FALCON).
predicted rupture temperature and associated
hoop strain as well as growth of the internal clad
Assessment 2011
oxide layer. The oxide layer on the clad outside
surface was however not predicted in a sufficiently
satisfactory manner, something that remains to
be further clarified. Along this, the project also
During 2011, in addition to activities carried out
intensified it efforts in the area of multi-physics
in support to the national regulator, significant
as well as uncertainty quantification. Related to
progress was achieved in each of the main techni-
the former, the coupling of TRACE with CFX as
cal areas of the project. On the thermal-hydraulic
well as TRACE with S3K was on the other hand
207
continued, showing a very good performance for
carried out and clearly illustrated applicability of
the analysed transient/accident cases. A compre-
this method to quantify uncertainties in predicted
hensive review of temporal coupling schemes was
few-group homogenised nuclear data as well as
also performed, identifying thereby promising
nuclide compositions, the later being highly rele-
strategies for enhanced dynamical coupling meth-
vant also for spent fuel characterization. The main
ods for the suite of codes employed by STARS
deviation from the planned objectives was that
for the Swiss reactors. Concerning uncertainty
the participation to the OECD/NEA stability bench-
analysis, a very important milestone was achieved
mark could not be launched but this is simply be-
with the development of a stochastic sampling
cause the specifications were not finalised by the
method to propagate nuclear data uncertainties
organisers. Concerning the perspectives for 2012,
from 2-D transport calculations down to steady-
the plan is to continue R&D activities in most of
state and transient/accident simulations relying on
the above mentioned areas and currently, the
3-D core models. A first series of assessment was
foreseen main technical objectives are as follows.
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during the LOCA based on Halden tests and
Tests. PSI Technical Report TM-41-09-24,
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209
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E. Kolstad, G. Ledergerber, M.A. Zimmer-
A. Gommlich, S. Zimmer, S. Kliem, N. Crouzet
mann, O. Brémond, Pre-calculation using the
and M. A. Zimmermann, Revisiting tempo-
FALCON fuel behaviour code of the fuel rod
ral accuracy in neutronics/T-H code coupling
design parameters and the test-conditions
using the NURESIM LWR simulation plat-
for a two-run Halden LOCA test with KKL
form. The. 14th International Topical Meet-
BWR high-burnup fuel. Proc. Enlarged Hal-
ing on Nuclear Reactor Thermalhydraulics
den Project Group Meeting EHPGM’11, Nor-
(NURETH-14), Toronto, Ontario, Canada,
way, October, 2011.
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ing Uncertainty Evaluation. Proc. Int. Top.
opment and Validation of a Coupled CFD/
Meetg. Nuclear Reactor Thermalhydraulics,
System-Code Tool. Proc. Int. Congress on Ad-
NURETH-14, Toronto, Canada, September
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EPFL Thesis N° 5227, Lausanne, Switzerland,
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October 2011.
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Freixa, T-W. Kim, W. Wieselquist, Nuclear
G.M. Grandi, OECD/NEA Main Steam Line
Computation Lab – EPFL/ETHZ NE Master
Break PWR Benchmark Simulation by TRACE/
Program – November 2011. Course Docu-
S3K Coupled Code. Proc. Int. Top. Meetg. Nu-
ment Report, SB-EDU-ACT-002-11.001 (No-
clear Reactor Thermalhydraulics, NURETH-14,
vember 2011).
Toronto, Canada, September 25–30, 2011.
210
PASSPORT
Methodology for the analysis of safety system performance in
relation to coupled plant system and containment processes
Author and Co-author(s)C. Adamsson, D. Papini, H. Ferroukhi, B. Niceno,
H.-M. Prasser
Institution
Address
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 4062, [email protected]
http://stars.web.psi.ch
Duration of project January 1, 2010 to December 31, 2013
ABSTRACT
phenomena with primary system behaviour. In
The PASSPORT project aims at the develop-
this respect, the numerical coupling between
ment and validation of a novel computational
the two mentioned thermal-hydraulic codes is
methodology for the performance assessment
foreseen and related verification and validation
of LWR safety systems during design-basis-
activities are being prepared. The coupled code
accidents and beyond-design-basis accidents.
will be validated with experimental data from
The primary objective of the novel methodol-
relevant integral tests, e.g. the PANDA ISP-42
ogy under development is in fact to provide
experiments.
more accurate predictions of a nuclear power
Aimed also at training the scientific staff in the
plant by coupling 1D simulations of the pri-
utilization of the two different thermal-hydrau-
mary system components (handled by TRACE)
lic codes, a systematic study of a particularly
with typical 3D phenomena occurring in con-
critical component of the PANDA facility, i.e.
tainment compartments (better captured by
the Passive Containment Condenser (PCC),
the dedicated code GOTHIC).
was carried out with stand-alone calculational
During 2011, the recruitment of the scientific
models. The PCC – consisting of a vertical tube
staff was successfully completed and the proj-
heat exchanger submerged in a water pool
ect activities could on that basis be launched. In
located on top of the facility – plays a funda-
that context, reviews of passive safety systems
mental role in cooling the containment and
and code coupling techniques were carried out
mitigating its pressure increase in response to
and models for TRACE and GOTHIC of various
a generic incidental sequence leading to steam
parts of the PANDA test facility were complet-
release into the containment. The main scien-
ed. This large-scale facility, built and operated
tifically relevant results obtained by applying
at PSI, was selected for the analysis in view
separately the TRACE and GOTHIC codes to
of the availability of integral test experiments
predict the performance of the same safety
challenging the interaction of containment
system are presented in this report.
211
Project goals
validation of the coupling methodology to be
The PASSPORT project was recently launched as a
developed;
joint research activity between ENSI and the Paul
❚ D
evelopment of 1D system model (TRACE) as
Scherrer Institut (PSI) and involves a collaboration
well as 3D containment model (GOTHIC) for se-
between the STARS project at the Laboratory for
lected experimental test(s).
Reactor Physics and System Behaviour (LRS) and
This report presents the status and progress
the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH). The
achieved during 2011 in relation to the above ob-
PASSPORT activities aim at the development and
jectives and outlines the perspectives for 2012.
validation of a novel computational methodology
tems during design-basis-accidents and beyond-
Survey of systems and designs with primary
side/containment coupling
design-basis accidents. One foreseen advantage of
A literature review was carried out and published
this methodology is to allow for a more advanced
as technical report [1] in order to identify the sys-
modelling and thereby more accurate simulations
tems and phenomena that must be addressed by
of accidents involving weak to strong interactions
the new methodology. Even though strong inter-
and feedback effects between primary side and
action between the primary system and the con-
containment. As this might be relevant not only
tainment may occur whether or not passive safety
for safety analyses of current operating G-II reactor
systems are involved, the passive systems are, as
types but also in order to bring forward state-of-
a consequence of their design, more likely to be
the-art in this area for the analysis of GIII/III+ con-
significantly affected by such phenomena. The lit-
cepts, especially those relying on passive systems,
erature study was hence focused on passive safety
the underlying principle is to achieve a compre-
systems. Furthermore, the review was restricted to
hensive and generic methodology for a wide range
three specific GIII+ reactor concepts (the AP1000,
of applications. Thus, one first main objective is
ESBWR and KERENA) which rely completely or to
to develop a numerical coupling scheme between
a very large extent on passive safety systems. The
the best-estimate state-of-the-art codes TRACE for
study thus covers a wide range of passive systems.
1-D system analysis and GOTHIC for 3-D contain-
The conclusions should, in general, be applicable
ment behaviour. The second and complementary
also to reactors of GIII or GII, which may only par-
objective is to validate this methodology on the ba-
tially rely on passive systems.
for the performance assessment of LWR safety sys-
sis of available integral and/or separate test-effects
experiments with special emphasis on tests where
Review of code coupling techniques
interactions between primary side/containment
As a preparation for the planned coupling of the
systems are mainly driven by physical phenomena.
TRACE and GOTHIC codes the literature was re-
These types of tests would indeed be the most
viewed in order to identify and evaluate various
challenging ones for the methodology and there-
coupling techniques. The results of this study have
fore, simulating these accurately would provide
been documented in a technical report [2]. It was
stronger confidence in the acquired capabilities
concluded that the preferable method to couple
and range of applicability.
these codes is to exchange information at the end
For 2011, the specific objectives of the project
of each timestep avoiding modification of the nu-
were as follows:
merical solution algorithms of each code. Either ex-
❚ R
eview of safety systems in LWR reactors with
plicit or implicit time-stepping may be considered,
identification of dominant phenomena be-
where the latter option would have to be based on
tween plant primary system and containment
fixed point iterations involving both codes at each
system;
timestep whereas the first option may require very
❚ L iterature survey on the development of strate-
small timesteps to maintain numerical stability.
gies for coupling 1D/3D with special emphasis
tainment behaviour in NPP including those em-
PANDA ISP-42 experiment as first situation
target
ploying passive safety systems;
The International Standard Problem (ISP) 42 is a
on coupling the reactor systems with the con-
212
❚ R
eview and identification of available experimen-
series of tests performed at the PSI PANDA facil-
tal database (e.g. PANDA) of relevance for the
ity shown in Figure 1 and that were originally de-
Figure 1:
Schematic representation
of the PANDA test facility as used in the ISP-42
experiment.
DW
W
DryW ell
G DC
D C S Gravity Driven Cooling System
IC
Isolation Condenser
Passive Containment Condenser
PC C
R PV
V
R eactor Pressure V essel
V acuum B reaker
VB
W et
e
etW
tW ell
tW
WW
signed to simulate the passive safety systems and
of other system codes as well as the earlier inde-
containment of General Electric’s SBWR reactor
pendent TRACE simulation of the same experi-
concept.
ment. As illustration, Figure 2 compares experi-
A large number of lumped parameter codes have
mental and simulated pressure of steam and non-
been benchmarked against these tests in an inter-
condensable gas in the drywell during Phase A of
national effort including both a blind [3] and an
the ISP-42 experiment, showing hence an excel-
open [4] benchmark. The TRACE code, however,
lent agreement.
did not take part in the original benchmark as the
the time. At least one limited study of the ISP-42
Trace and gothic modelling of PCC heat
exchanger
experiment with TRACE has been performed later
A particularly complex component in the PANDA
[5] but it is apparent that these experiments have
facility is the Passive Containment Cooling System
code was in a too early stage of development at
not been fully utilized as a validation case for the
TRACE code.
Trace model for PANDA ISP-42 and scoping
validation tests
As the PANDA ISP-42 program was identified as
a suitable first situation target for benchmarking
the TRACE and GOTHIC codes, first on a standalone basis and then in a couple mode and because of the reasons mentioned above, a TRACE
model was during the year developed for the
PANDA facility.
The developed TRACE model has so far been applied to Phases A (drywell pressurization) and B
(core flooding) of the ISP-42 experiment but can
relatively easily be extended to cover the remaining phases as well. The results have been found
to be in reasonable agreement with experimental
data and fully comparable with the performance
213
Figure 2:
Experimental and TRACE
simulated pressure in
PANDA drywell for ISP42, Phase A.
Figure 3:
Approximate design
of PCC heat exchanger
with feed, drain and
vent pipes.
Drawing is not to scale.
designed to operate in a wide range of conditions
including the presence of non-condensable gases
of various concentrations. It has been observed
experimentally in the PANDA facility that complex
flow patterns seem to establish in the PCC heat
exchanger when a light non-condensable gas (helium) is present on the primary side [6]. As these
flow patterns had not been predicted by available
models of the PCC, it was decided to investigate
whether a more detailed model of the heat exchanger would be able to reproduce them. Therefore, a fine nodalization, taking into account the
slight variation in length among heat exchanger
pipes, was developed for the TRACE code. The
model did, indeed, qualitatively reproduce the observed flow patterns but also suggested that unsteady flow patterns may develop when a heavy
non-condensable gas (air) is trapped in the PCC.
Thorough inspection of the experimental data
shows indications of flow instabilities even though
they do not correspond exactly to the simulated
(PCCS). As shown in Figure 3, it consists of a heat
flow patterns, as exemplified in Figure 4 and Fig-
exchanger with a large number of vertical pipes
ure 5.
submerged in a pool of water located on the top
Concerning GOTHIC, based on the open literature
of the mock-up.
[7] and up to the experience collected at PSI [8],
Accurately simulating the PCC is necessary in order
the crudest approximation identified in relation to
to correctly predict the pressure and temperature
previous GOTHIC models of the PANDA large-scale
in the containment volume. Moreover, the PCC is
facility is the representation of the condensation
Figure 4:
Experimental wall temperature at four axial
locations in one PCC pipe
from T1.2 experiment.
Data show that temperature gradient spontaneously reverses, indicating
that flow direction has
reversed as well.
214
Figure 5:
TRACE simulated temperature gradient in
one PCC pipe. The flow
spontaneously reverses
in a way that resembles
the experimental observations.
process in the PCC tubes and of its coupling with
the pool serving as final heat sink.
Therefore, in order to challenge a stand-alone
application of GOTHIC to this critical component
䔀渀瘀椀爀漀渀洀攀渀琀Ⰰ 眀椀琀栀猀琀攀愀洀瀀氀甀洀攀
of PANDA, and highlight related benefits as well
䌀漀漀氀椀渀最愀椀爀
as drawbacks, a detailed model of PCC HX (Heat
eXchanger) and pool was set up. The developed
nodalization shown in Figure 6 consists of volumes representing the horizontal upper drum,
䘀攀攀搀氀椀渀攀
䄀椀爀⼀栀攀氀椀甀洀猀甀瀀瀀氀礀
a generic vertical pipe and the horizontal lower
drum, with reasonable axial discretization. Primary
倀䌀䌀䠀堀
side volumes are thermally connected to the pool
volumes, where a medium-fine level of details is
applied.
As part of the review conducted so far with regards
倀䌀䌀瀀漀漀氀
to available experimental data, it was found that a
specific separate effect test in the PANDA facility
(other than the integral large-scale ISP-42 experiment) was indeed conducted with the specific and
嘀攀渀琀氀椀渀攀
䐀爀愀椀渀氀椀渀攀
dedicated objective to conceptually characterize
the PCC HX component. This test, referred as IPSS
(Innovative Passive Safety Systems) Test B-series,
was therefore selected here to validate the above
PCC HX model. As illustrated in Figure 7, GOTHIC
capabilities permit to reproduce the natural circulation flow pattern promoting water evaporation
at the surface, as well as the water temperature
distribution in the pool. The pool heats up due to
Figure 6: PCCS nodalization developed with the GOTHIC
code. PCC HX tubes are discretized axially in 8 nodes (1D
model), whereas PCC pool comprises 126 nodes (3D model, 3 x 3 x 14). Connections with other PANDA components are simulated as well.
215
Figure 7:
Pool liquid temperature
behaviour at steadystate conditions.
Simulation of IPSS project Test B1 (pure steam
at 3 bar).
倀漀漀氀氀椀焀甀椀搀琀攀洀瀀攀爀愀琀甀爀攀猀 ⠀倀䌀䌀挀攀渀琀攀爀氀椀渀攀⤀
㄀　㔀
㄀　㐀
吀攀洀瀀攀爀愀琀甀爀攀嬀䌀崀
㄀　㌀
䠀堀戀漀琀琀漀洀
㄀　㈀
䠀堀琀漀瀀
㄀　㄀
㄀　㤀㤀
㤀㠀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㔀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㄀㐀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㐀㄀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㘀㠀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㄀　㐀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㄀㄀㌀
吀ⴀ氀椀焀渀漀搀攀㄀㈀㈀
倀漀漀氀猀甀爀昀愀挀攀
㤀㜀
㤀㘀
㤀㔀
㈀　㐀　㘀　㠀　㄀　吀椀洀攀嬀猀崀
HX thermal power, with higher temperature close
available from PANDA [9]. Full spectrum of con-
to top of HX and an equilibrium value fixed by the
densation phenomena involving pure steam (at
saturation temperature at the surface.
several pressure levels: 3 bar, 6 bar and 9 bar) and
The simulation of also the primary side of PCC with
steam/gas mixture (with non-condensable gases
GOTHIC code allows calculating in-pipe condensa-
both heavier – air – and lighter – helium – than
tion phenomena typically grasped by 1D system
steam) have been analysed. According to the rec-
codes (e.g., TRACE). Benchmarks between codes
ommended built-in condensation model of GOTH-
are possible, and are currently underway on the
IC, a good matching with experimental exchanged
basis of single-component test experimental data
power has been obtained, as shown in Figure 8.
Figure 8:
PCC thermal power at
steady-state conditions
(IPSS Test B1, pure steam
at 3 bar). Contribution of
lower drum is negligible.
倀䌀䌀栀攀愀琀氀漀愀搀
㘀　吀栀攀爀洀愀氀瀀漀眀攀爀嬀欀圀崀
㔀　㐀　㌀　䠀堀琀漀琀愀氀
䠀堀琀甀戀攀猀
䠀堀氀漀眀攀爀搀爀甀洀
䠀堀甀瀀瀀攀爀搀爀甀洀
䔀砀瀀攀爀椀洀攀渀琀
㈀　㄀　㈀　㐀　㘀　㠀　㄀　吀椀洀攀嬀猀崀
216
Figure 7:
PCC heat transfer
coefficient distribution.
The condensation process terminates before
the end of the tubes.
䠀攀愀琀吀爀愀渀猀昀攀爀䌀漀攀昀昀椀挀椀攀渀琀搀椀猀琀爀椀戀甀琀椀漀渀
㄀㠀　瀀爀椀洀愀爀礀猀椀搀攀
瀀漀漀氀猀椀搀攀
㄀㘀　㈀
䠀吀䌀嬀圀⼀洀䬀崀
㄀㐀　琀甀戀攀眀愀氀氀
㄀㈀　㄀　㠀　㘀　㐀　㈀　䠀
堀甀瀀
瀀攀
琀甀爀搀爀
䠀戀攀 ⴀ 甀洀
堀琀甀渀漀搀
戀
攀攀
䠀
堀 ⴀ 渀㠀
漀
琀甀
戀攀搀攀㜀
䠀
ⴀ
渀
堀漀搀
琀甀
攀㘀
䠀戀攀 ⴀ
堀渀
漀
琀甀
戀攀搀攀㔀
䠀
ⴀ
渀
堀漀搀
琀甀
攀㐀
䠀戀攀 ⴀ
堀琀甀渀漀搀
戀攀
攀㌀
䠀
堀 ⴀ 渀
氀漀琀甀戀漀搀攀
眀
攀爀攀 ⴀ 渀㈀
搀
漀
爀
搀
氀漀
眀甀洀攀㄀
攀爀
ⴀ
搀
渀漀
爀
氀漀
搀攀
眀甀洀㌀
攀爀
ⴀ
渀
搀
爀甀漀搀
攀
洀
ⴀ ㈀
渀漀
搀攀
㄀
A slight overprediction of the condensation heat
transfer can be pointed out, as the heat transfer
Assessment 2011
vanishes a bit before the bottom of the tubes once
all the steam in-flow is condensed. This is illus-
The planned literature reviews of system interac-
trated in Figure 9 that shows the axial distribution
tions and code coupling strategies have been car-
of the condensation heat transfer coefficient, pool
ried out and published during 2011. Also, a survey
boiling heat transfer coefficient and the thermal
of available experimental database, both at PSI and
conductance of HX walls.
externally, has been started and although this has
not been completed yet, it has allowed to identify
and select the PANDA ISP-42 experiment as first
situation target. For this case, the development
of models for the TRACE and GOTHIC codes was
The project is carried out in a close collaboration
initiated and preliminary verification and validation
between the Laboratory of Reactor Physics and
cases were analysed with both codes on a stand-
Systems Behaviour (LRS), the Laboratory for Ther-
alone basis.
mal-Hydraulics (LTH) and ENSI. Synergies with the
For 2012, the following work is planned:
Swiss federal polytechnic institutes ETHZ/EPFL are
❚ A
comprehensive review of available experimen-
expected with the preparation and supervision of
tal facilities and datasets that may be of interest
relevant MSc and PhD theses.
for the project, including experiments carried out
at PSI as well as externally, will be completed with
as main objective to identify additional situation
targets for validation of the coupled code system.
❚ M
odels for GOTHIC and TRACE of the PANDA
At the international level, a strong collaboration on
the topic of passive safety exists between PSI and
AREVA. This vendor is currently carrying out an experimental program on a large-scale facility (INKA)
representing primary and containment side of KERENA, a G-III+ reactor employing passive safety systems.
facility will be finalized and validated with data
from the ISP-42 experiments.
❚ T
he development of a coupling scheme between
TRACE and GOTHIC will be started.
❚ A
verification of the numerical coupling will be
conducted for selected simplified test cases.
217
The events in Fukushima and the subsequent sus-
Tests) Open Phase Comparison Report, NEA/
pension of the new-builds in Switzerland have led,
CSNI/R(2003)7, May 2003.
upon ENSI’s request, to a change in the fields of
[5] M. Zavisca and S. Bajorek, Assessment of the
application for the PASSPORT project such as to
TRACE Reactor Analysis Code against Selected
focus more on processes inside the containment of
Panda Transient Data, in Proceedings of the
existing reactors instead of Gen III/III+ reactors as
14th International Conference on Nuclear En-
was previously planned. This decision has however
gineering (ICONE 14), Miami, FL, USA, July
no bearing on the development and validation of
17–20, 2006.
the methodology for the code coupling between
[6] D. Paladino, O. Auban, M. Huggenberger, and
TRACE and GOTHIC. Therefore, at the time of writ-
J. Dreier, A PANDA integral test on the effect
ing, detailed specifications for future fields of ap-
of light gas on a Passive Containment Cool-
plication remain under preparation.
ing System (PCCS), Nuclear Engineering and
Design, vol. 241, no. 11, pp. 4551–4561, No-
Publications
vember 2011.
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218
42-97-04, December 1999.
LINX
Thin liquid film dynamics in a condensing and
re-evaporating environment
Author and Co-author(s)D. Paladino, J. Dupont, G. Mignot, M. Andreani,
H.-M. Prasser
Institution
Address
+41 (0)56 310 43 73, [email protected]
Duration of Project 2010 to 2013
ABSTRACT
olution of a thin film would be computation-
The physical phenomena, occurring during
ally too expensive. Indeed, the thickness of
postulated accident scenarios in the contain-
the film, its velocity under transient conditions,
ment of a Light Water Reactor (LWR), associ-
the partition of the wall between wet and dry
ated with liquid film formation by steam con-
portions, the heat transfer between the struc-
densation and liquid film re-evaporation have
tures and the film, etc. are all variables which
safety relevance because they affect the over-
should be included in the physical models for
all containment pressure and the distribution
representing the basic phenomena of conden-
of gases (air, steam, hydrogen) as well as ra-
sation and re-evaporation. The main objectives
dioisotopes within the containment compart-
of the research program proposed here are to
ments. The heat/mass transfer processes asso-
advance the knowledge on liquid film dynam-
ciated with the flow of the liquid film in the
ics with condensation and re-evaporation phe-
wall are not properly addressed in most of the
nomena taking place and to develop physi-
LWR containment codes, including advanced
cal models suitable for improving advanced LP
Lumped Parameters (LP) codes, where the film
and CFD codes used for nuclear safety anal-
dynamics is treated in a very rudimental way
ysis.
using empirical parameters. Moreover, mech-
The LINX project effectively started in 2011. It
anistic treatment of film tracking is still diffi-
includes experimental and analytical investiga-
cult even within the two-fluid model approach
tions designed to advance the knowledge on
used in the modern Computational Fluid Dy-
thin liquid film dynamics under the effect of
namics CFD codes, as thin liquid film flow (and
condensation and re-evaporation phenome-
hold-up when the film is thinner than a cer-
na. The project is co-financed by PSI, ENSI and
tain limit), depends on surface irregularities
IRSN and the research findings represent the
and wetting dynamics, and the numerical res-
basis for a PhD program at ETHZ.
219
Project introduction,
background and goals
Since 2003, the Paul Scherrer Institut has contributed to the creation of experimental database suitable
for the assessment of the computational tools used
Background
for nuclear safety analysis within the framework of
A nuclear power plant’s containment is the last
several international research projects. A list of the
barrier in preventing the release of radiological
projects with the type of investigations is presented
material to the environment. The analysis of ther-
in Table 1. For the sake of brevity, only the OECD
mal-hydraulic processes occurring in an LWR con-
SETH project, which provides the background to
tainment building under accident conditions is
the LINX project, will be discussed. The SETH proj-
very complex due to the fact that a large number
ect addressed the basic phenomena of gas mixture
of interrelated variables have to be taken into con-
transport, mixing, stratification, condensation, re-
sideration. For instance, BWRs and PWRs have spe-
evaporation, in the containment. These phenome-
cific differences in their design which have to be
na were induced by basic flow structures such as
properly accounted for. The complexity also lies in
plumes and jets, expected to form as break flow
the modelling of the physical phenomena that oc-
during a postulated LOCA or a severe accident.
cur during the evolution of a transient, e.g. jet and
To enhance the suitability of the SETH experimen-
plume (with positive or negative buoyancy), dif-
tal data to validate LP and CFD codes, the PANDA
fuse flow, mixing and stratification, transport in-
instrumentation has been upgraded by increasing
duced by density or pressure differences, conden-
the number of sensors for temperature and mix-
sation induced by a wall or the activation of safety
ture composition measurements, by implement-
systems, and re-evaporation phenomena. To ana-
ing 2D flow velocity measurement with a Particle
lyze the LWR containment behaviour during pos-
Image Velocimetry (PIV) system, and by upgrading
tulated design-basis and beyond-design-basis ac-
the auxiliary systems used to establish and control
cident scenarios, advanced LP and CFD codes are
the initial and boundary conditions. The SETH PAN-
being applied. Currently, one obstacle in the as-
DA experimental data have been used to assess
sessment and validation of computational tools is
the strengths and drawbacks of a large number of
the lack of adequate experimental data with re-
advanced computational tools (e.g. GOTHIC (PSI),
spect to the representation of the broad range of
CFX-4 (PSI), ASTEC (IRSN), GASFLOW (KIT), FLUENT
phenomena and scenarios that may occur in vari-
(JNES, US NRC, VTT, NRI), MARS (KAERI), COCO-
ous LWR containments during postulated accident
SYS (GRS)) in analyzing the basic phenomena tak-
conditions.
ing place in the PANDA tests.
Table 1:
PSI projects for the
creation of CFD-grade
experimental database on
containment
thermal-hydraulics.
Project/type
of investing.
Basic phenomena
OECD/NEA:
SETH
2003–2007
Hydrogen stratification build-up, one
phase plume, jets
PSI/ENSI/IRSN:
LINX
2010–2013
Wall condensation/
re-evaporation
OECD/NEA:
SETH-2
2007–2010
Hydrogen stratification break-up, one
phase plume, jets
EU-ROSATOM
ERCOSAMSAMARA:
2010–2014
220
Components
Fundamental
Systems
Scaled
scenarios
Physical model
development
Spray, cooler
heat sources
From generic
containment to
different facilities
Spray, cooler,
heat sources
OECD-NEA:
HYMERES
2012–2015
Spray+ cooler;
Diffuse flow by flow2 sprays, 2 heat
structure interaction
sources
Drywell-Wetwell; Steam
generator Compartment.
Swissnuclear
ESPF
2012-2013
Hydrogen concentration build-up
Spent fuel pool
degradation
Hydrogen release rate as
function of decay heat
The analysis of SETH PANDA tests with
condensation/re-evaporation
porization phenomena affected the mixture den-
The SETH PANDA Test 9bis and Test 21bis have
of PANDA produced a global inter-compartmental
been performed to observe the effects of conden-
flow transport [2].
sation phenomena on the evolution of gas mixing,
The two tests were analyzed at PSI using the
transport, and stratification into the containment.
GOTHIC code. For Test 9bis, generally good agree-
In these tests, the two upper vessels (~8 m height,
ment was obtained with respect to variables such
~4 m diameter) were interconnected by a large
as vent flow and steam concentration, as well as
diameter (~1 m) pipe. These two tests were con-
distribution of steam in both vessels. A larger dis-
ducted with different geometrical configurations.
crepancy between simulations and experiment
In particular, Test 9bis belonged to the «near wall
was observed, however, in the time history of the
plume- lower injection» series, i.e. the horizontal
gas temperature in the zone where the phenom-
steam injection was from a pipe with exit near the
ena of evaporating liquid film was taking place. It
vessel wall at an elevation of 1.8 m above the bot-
is conjectured that in the simulation, the velocity
tom of the vessel. Test 21bis belonged to the «Free
of the falling film was higher than in the experi-
plume» series, i.e. the vertical steam injection took
ment (the liquid film velocity was not measured in
place from a pipe with an exit in the centre at an
the experiment) and the calculated re-evaporation
elevation of 6 m above the bottom of the vessel.
rate was lower than in the experiment (Andreani
The tests showed major differences in the gas mix-
et al. 2009). As the models implemented in GOTH-
ing, transport and stratification phenomena. The
IC (which are based on general conservation equa-
steam condensation, liquid film formation and re-
tions) do not consider the detailed physics of thin
evaporation phenomena were basically the same
films, sensitivity studies were performed to clari-
in both tests.
fy the effect of the liquid film on the fluid cooling
At the start of the tests, the vessels were precondi-
and mixture transport. The conditions of Test 21bis
tioned with air at a specified pressure and temper-
were much more challenging to simulate due to
ature. Steam was injected at a specified flow rate
the specific facility configuration in this test. The
and temperature during the tests. The pressure of
correct prediction of condensation and re-evapo-
the vessels was kept constant during the tests by
ration phenomena was critical for the correct pre-
venting the air-steam mixture from the top of Ves-
diction of the overall gas flow transport between
sel 2. The condensation started with some delay
PANDA vessels. The extensive sensitivity analyses
with respect to the beginning of the tests. It ap-
on the effect of various parameters and models
proximately started when the steam partial pres-
resulted in identifying, through the observation
sure reached the saturation pressure in the vessel.
of the low temperature of the fluid flowing from
Since the steam was lighter than air, the filling of
one vessel to the other, the ultimate cause of the
the vessel due to the steam injection started from
dramatic discrepancies obtained with the recom-
the upper region toward the lower region; there-
mended models. These simulations showed that
fore, a gradient in the steam partial pressure was
the results were strongly affected by the repre-
formed over the vessel height. The condensation
sentation of the heat transfer processes between
took place at the walls of the vessels. The conden-
the wall and the liquid film. The PANDA Tests 9bis
sation formed a thin liquid film on the wall, which
and 21bis were also analyzed by other organiza-
is then moved by gravity toward the vessel lower
tions participating to the SETH project using oth-
region with lower steam partial pressure than in
er computational tools (e.g. ASTEC, GASFLOW,
the upper region (the filling of vessel with steam
MARS, etc.). The main conclusion from these ana-
did not reach the lower region due to stratifica-
lytical activities was that a better description of the
tion). This results in the steam becoming super-
film would be necessary to improve the predictive
heated and vaporized again. Hence, the vapor-
capabilities of the computational tools under the
ization was not driven by temperature differenc-
conditions that were realized in the PANDA tests.
sity, which in the multi-compartment geometry
es, but rather by partial pressure gradients. The
vaporization caused a fast drop of the fluid tem-
The goals of LINX project
perature which could be measured with thermo-
Steam condensation, thin liquid film formation,
couples. Additionally, the condensation and va-
and re-evaporation phenomena can be expected
221
to occur during the evolution of postulated acci-
ried out. This included the literature review on the
dents in LWR containment (e.g. not only as conse-
subject of liquid film dynamics (especially for the
quence of jet or plume under condensing condi-
range of parameters and conditions more directly
tions, but also during the spray operation or cooler
related to condensation and re-evaporation pro-
activation). The failure to analyze these phenome-
cesses) [3], [4], [5], the evaluation of various in-
na could lead to incorrect temperature predictions
strumentation techniques for the characterization
in the various regions of the containment during
of liquid film thickness [6], [7] and liquid film tem-
a LOCA scenario and to erroneous gas mixture
perature [8], the purchase of the selected instru-
composition (hydrogen, air, steam) predictions and
mentation, and the design and development of
containment pressure evaluations during a severe
components and auxiliary systems for the over-
accident scenario.
all experimental setup. The second program re-
In consideration of the above problems, PSI, IRSN
view meeting has been carried out at IRSN in Par-
and ENSI have launched a combined theoretical
is on September 15th 2011. The following sub-
and experimental research project whose goal is
sections provide further details on the work per-
to advance the knowledge on liquid film dynamics
formed in 2011.
in a condensing and re-evaporating environment.
tal campaign are:
Visualization of steam condensation
on a vertical glass plate
❚ The thickness and velocity of a liquid film run-
Visualization of steam condensation on a vertical
ning down an initially dry, temperature-con-
glass plate has been carried out through a series
trolled surface. Both average and instantaneous
of photographic images These observations en-
values are planned to be measured.
able us to gain a greater understanding of the ba-
The variables to be studied within the experimen-
❚ Condensation and re-evaporation rates as func-
sic physical phenomena involved. The left side of
tion of boundary conditions (gas concentrations,
Figure 1 shows the early stage of condensation,
wall temperature, pressure, wall inclination).
with formation of droplets. The right side of Fig-
❚ Characterization of the film dynamics leading
ure 1 shows a later stage, after the droplets co-
to the formation of dry patches, rivulets, iso-
alesced together to form larger drops. The photo
lated droplets as a function of boundary condi-
also shows the gravity-driven drop-departure from
tions and wetting characteristics of the surface
the original position, on an overall background of
material.
small drops. The conditions favorable for liquid
The data to be obtained will be used for develop-
film formation were not met in this test.
ing detailed models for liquid film under condensof the models will be carried on by implementing
Visualization of condensation, stripe
and rivulet formation
them in the advanced Lumped Parameter (LP) AS-
A small scale facility, named LST (LINX Scoping
TEC code and by analyzing the experimental cases.
Test), has been designed and built to observe the
The ASTEC code is one of the codes used by IRSN
liquid film formation by condensation, the con-
for safety analysis.
densation-evaporation transition, and the re-evap-
Finally, it should be noted that besides the imple-
oration phase. The plate and liquid film surface
mentation in ASTEC, the findings from this work
temperatures were measured by thermocouples
should be suitable for the improvement of any ad-
and a long wave infrared camera, respectively.
vanced Lumped Parameter (LP) containment codes
Figure 2 shows a schematic of the LST facility. A
and CFD codes including GOTHIC.
stainless steel plate has been equipped on one side
ing/evaporating conditions. An initial evaluation
with two baths. The upper bath was filled with ice,
Work carried out
while the lower bath was filled with water heated
with an electric heater. Steam was injected in the
upper region through a perforated tube. As the
steam came in contact with the cold plate, con-
The LINX project was effectively started in the year
densation was observed. The condensate which
2011. In accordance with the project plan, the
wetted the surface could be described as the su-
initially foreseen preparatory work has been car-
perposition of growing droplets at the nucleation
222
sites and falling drops and rivulets. Rivulets and
falling drops move down across the region of separation between the cold and hot sections. In the
re-evaporation region, the thin film is replaced by
Droplets
dry surfaces. Rivulets and droplets that have
deDroplets
tached from the wetted upper-part and flowed
Drop
down over the hot section could disappear after
some distance due to re-evaporation. The minimum wetting rate required to obtain
a stable
fallDrop
Departure
ing film was not reached in this experiment. Un-
Drop
Departure
der these flow conditions non-uniformities occur,
whose characteristics strongly depend on the wetting properties of the surface used. The infrared
thermography of three different types of surface
treatment (aluminum foil, stainless steel and black
linear flow rate, and plate surface properties, in
paint) showed that besides the wetting of the sur-
particular, the roughness and chemical properties
face, the surface emissivity characterization is es-
which affect the wettability. For example, in the
sential for thermal infrared measurements.
case of a low wettability surface like epoxy paint
used in nuclear containment, developed films will
Evaluation of optimal measurement
techniques for the LINX facility
be only observed at high linear flow rates; thus,
The most challenging measurement in these ex-
for numerous scenarios.
Figure 1:
Visualisation of water
vapour condensation on
a vertical glass plate.
Observation: Nonuniform liquid film.
Drop wise condensation
occurs on glass surfaces.
falling droplets and rivulets can also be expected
periments is the liquid film thickness. When the
minimum wetting rate for an established film [9]
Figure 3:
Condensate regime
evolution and transitions
in function of the water
flow rate.
has not been reached, local inhomogeneous heat
transfer is to be expected; however, these local
heat transfer rates need to be evaluated as well.
The formation of the falling droplets, the rivulets,
and the liquid film are a function of the thermodynamic boundary conditions, which determine the
Figure 2: Visualization of the condensate in form of rivulets, static and dynamic droplets. a) LST facility schematic
with thermocouple locations. b) Condensation to evaporation transition zone; image performed with a standard visible
range camera. c) Droplets and rivulets re-evaporation on three different surfaces; images taken with a microbolometer
long wave infrared camera. Observation: Droplets instead rivulets occur for low wettable surface. Temperature measurements are strongly affected by the surface emissivity.
223
Drop
The observations made during the LST tests with
cannot be applied for a free falling condensate
insufficient flow rate for liquid film formation re-
film because they either affect the surface and
veal that the condensate presents, in this case, a
thermal properties of the plate or require a seeding
very fine partition of wet and dry surfaces. Figure
process. The latter solution is not applicable when
3 shows that the partition characteristics (drop-
mass transfer occurs between the liquid film and
lets, rivulets, film) are a function of the linear film
its surroundings
flow rate [9]. The linear flow rates corresponding
to the transition between two regimes are related
Infrared cameras
to the contact angle defined as the equilibrium be-
Time resolved liquid film thickness point measure-
tween the surface tensions at the solid/liquid/gas
ments based on infrared absorption techniques
interface. The contact angle, and thus the transi-
have been performed [8]. Based on the same prin-
tion positions, is affected by the surface’s wetting
ciple, a concept for spatially resolved measure-
properties. Therefore, sensors based on wire-mesh
ments (2D) is being developed. To understand the
technology are not suitable for this application as
measurement principles, one needs to know, in
they need a well developed liquid film for optimal
detail, both liquid and vapour water absorption
performance and because they modify locally the
properties in the visible and infrared (IR) range.
surface wetting properties.
Figure 4 shows the relevant water optical prop-
Most of the currently developed experimental
erties for infrared measurements. Liquid water
techniques for film thickness measurement [6], [7]
shows very low absorption properties in the visible
Figure 4: Water optical
properties of interest for
the liquid and gas phases.
The HITRAN [10] data base
provides the necessary information for water vapour
absorption calculations. The
wavelength ranges for film
thickness and temperature
measurements are shown.
Two narrow bands in the
Near InfraRed (NIR) and one
broad band in the mid-wave
(MWIR) region are well suited for the desired measurements in accordance with
the absorption, refraction
and emissivity values.
224
Figure 5: NIR absorption
measurements performed at
FLIR ATS production centre
in Paris. The signal consists
of a number of digital
counts based on a 14 bits
signal. Here a large water
drop on a horizontal plate
illuminated by a halogen
lamp. A narrow band filter
has been used.
spectrum of light, whereas it possesses adequate
will thus provide water film surface and dry area
absorption properties for free falling film thick-
temperatures. Consequently, information on local
ness measurements in the near-infrared (NIR) re-
heat transfer at the border between wet and dry
gion. Using a near-infrared light source and corre-
areas would be accessible. Particularly, when drop-
sponding wavelength detector allows for the light
let or rivulet regimes are dominant, the non-uni-
absorption measurement in pure water. The infra-
form heat transfer at the surface could be spatially
red absorption technique is required since no ab-
and temporally evaluated.
sorbing or fluorescent substances can be mixed
with the condensate for measurement in the vis-
Experimental setup
ible range. Figure 5 shows an initial attempt to
The experimental setup is shown in Figure 6. The
measure water absorption in a plane (2D). We
SCARAB module (Study of Condensation And Re-
performed these tests with a NIR camera at the
evaporation for the Analysis of containment Be-
FLIR ATS production centre in Paris. Results show a
haviour) is currently being designed. This new facil-
good correspondence between the film thickness
ity aims at performing film tracking, film thickness,
and the photon count acquired by the camera.
and heat transfer measurements of free falling
In addition to a NIR camera, a mid-wave infra-
condensate film under condensation or re-evap-
red (MWIR) camera has been purchased for film
oration conditions at atmospheric pressure. This
and plate surface temperature measurements.
module is intended to be used in the LINX facility
For wavelengths ranging from 2.5 to 5.1 micro
for future tests conducted under higher pressure.
meters, the water light absorption is so high that
The SCARAB experimental set up will be initially
only blackbody emissions from the film surface
used for new instrumentation development, vali-
would be detected. These thermal measurements
dation, and calibration.
225
cally and thermally. A movable steam injector will
be placed in the upper part of the module to create a high vapour concentration zone to be condensed on the upper part of the plate. The water
injection system can be used in parallel with the
steam condensation in order to artificially increase
the film flow rate when required. An optical window will be installed for infrared measurements.
Beside the IR light source, the MWIR and the NIR
cameras, the rainbow technique which consists of
circular concentric colored light sources and a visible range camera will be implemented. The rainbow technique allows for spatially resolved measurements of the water surface angle. The angle
formed by the plate and the water surface has to
be known in order to extrapolate, with precision,
the film thickness from the absorption measurements. As shown on Figure 4, the refraction index
of liquid water in the NIR region is bigger than one
(air refraction index is close to one); therefore the
angle has to be measured.
Finally, a water film collector will be installed for
condensate flow rate measurements. The water
film collector will be movable to measure the film
flow rates at various heights.
Design for the thermostatic plate
The thermostatic plate is a central element of the
Figure 6:
Schematic of the SCARAB
module designed to
validate and calibrate
the measurement
technique and to
perform a test series at
atmospheric pressure.
SCARAB module which will be used simultaneously as a control device and as a measurement tool.
This module consists of a closed system with a
Its first purpose is to control the plate surface tem-
central plate and a porous wall film «doping» in-
perature vertical profile, while ensuring a uniform
jector surrounded by insulating materials. Behind
surface temperature. Temperature fluctuations
the plate there is a temperature control system
can be minimized by choosing the correct spacing
for the plate and where the film «doping» wa-
between the pipes and pipe arrangement, Figure
ter supply will be installed. A transparent hous-
7 right. The second purpose is to perform temper-
ing, which will enable direct observations, will be
ature measurements, for the performance of an
fixed on the front side, sealing the system hermiti-
energy balance in the coolant, and heat flux point
Figure 7:
Design and simulations
performed for best designed
temperature controlled element. The film flows down
the x axis. The special pipe
arrangement allows for a
low temperature fluctuation
across the plate’s surface
compared to the difference
between the inlet and
outlet temperatures inside
the pipe.
226
measurements in the plate (thermocouple array).
vestigations addressing condensation/evaporation
The optimization of the cooling element has been
and liquid film transport phenomena in contain-
done by simulating different designs and flow con-
ment have strong synergies with the ongoing EU-
ditions with ANSYS/FLUENT code, Figure 7 right.
ROSATOM ERCOSAM-SAMARA projects (2010–
The selected final design is expected to give a ho-
2014) (Table 1) which see the participation of sev-
mogeneous surface temperature distribution. The
eral European, Russian and Canadian Organiza-
machined element, Figure 7 left, underwent a sur-
tions and from which PSI is the Project Coordina-
face treatment to ensure a good diffuse emission
tor. These investigations will also have strong con-
of the IR radiation. As it has been done already
nections with the foreseen OECD/NEA HYMERES
with one of our previous designs, the surface tem-
project (Table 1) (2012–2015) in which PSI will be
perature will be measured with a thermal infrared
an Operating Agent.
camera and the surface temperature distribution
will be compared to the calculations.
The energy balance can be performed on the
whole cooling block as well as in each channel
Assessment 2011
separately. For temperature surface and heat flux
point measurements, small thermocouples arrays
The challenging tasks defined for the first year of
inserted from behind the plate, similar to those
the project have been completed and the project
used by Peterson [3], are under development.
is on the right track. The literature review, focused
These global and local measurements will be then
on measurement techniques used for the charac-
correlated with the thermal mid-wave imaging.
terization of the liquid film in a condensing and reevaporating environment, has been completed and
Provisional test matrix
methods to be used were identified and tested in
The main parameters to be varied during the test
scoping tests. The review of the ASTEC code mod-
campaign are the thermodynamic boundary condi-
ule for the treatment of condensation in contain-
tions (plate temperature profile, gas mixture com-
ment will be performed in 2012. The design of the
position, pressure) to vary the condensation rate
experimental module SCARAB is in progress and
and the plate surface properties (roughness, wet-
will be completed in 2012. The construction of the
tability) to vary the dynamics of the falling film.
SCARAB module, including the assembly of rele-
Among all the foreseen surface treatments, the use
vant instrumentation, will be completed in 2012.
of real containment paint is planned to ensure an
The experimental series on liquid film dynamics in
accurate reproduction of condensation/re-evapora-
a condensing and re-evaporating environment, for
tion processes encountered in a real containment.
nearly atmosphere pressure are planned for 2012.
Acknowledgements
The project is carried out in collaboration with ETH
The authors gratefully acknowledge Dr. Ahmed
Zurich as a PhD program under the supervision of
Bentaib from IRSN for reviewing the work report-
Prof. H.-M. Prasser. In addition, the research inves-
ed in this report.
tigating the condensation/evaporation, liquid film
transport phenomena in a nuclear power plant
containment have synergies with the ESFP (Exper-
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The LINX project is performed with the participa-
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ulation of basic gas mixing tests with conden-
227
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Pages 1–74, Volume 14, 2002.
228
Code Assessment Program for
MELCOR1.8.6
Author and Co-author(s)
Jon Birchley, Leticia Fernandez-Moguel and Bernd Jaeckel
Institution
Address
5232 Villigen PSI
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 27 24, [email protected],
http://www.psi.ch/
Duration of Project
March 3, 2009 to February 21, 2012 (3 years)
ABSTRACT
Zusammenfassung
The MELCOR code developed at Sandia Na-
Das MELCOR-Programm, entwickelt von den
tional Laboratories (SNL) for the USNRC is used
Sandia National Laboratory für die USNRC, ist in
in Switzerland for analysis of severe accident
der Schweiz als das bevorzugte Programm für
transients in light water reactors. One area of
die Analyse von schweren Unfällen vom einlei-
concern is that of air ingress, which can lead
tenden Ereignis bis zur Freisetzung von Spaltpro-
to accelerated fuel degradation and enhanced
dukten in die Umgebung anerkannt. Ein Gebiet
release of fission products, especially the highly
von internationalem Interesse ist das Thema des
radiotoxic ruthenium. Existing oxidation mod-
Lufteinbruchs, welcher zu einer beschleunig-
els do not fully represent all the relevant phys-
ten Kernzerstörung und einer erhöhten Freiset-
ical processes, and cannot be guaranteed to
zung von Spaltprodukten führen kann, speziell
be conservative. A new model has been devel-
von stark radiotoxischem Ruthenium. Verifizie-
oped at PSI which captures the essential fea-
rungen von Programm-Modellen zur Oxidation
tures of initial parabolic (protective) kinetics,
von Zirkaloy haben gezeigt, dass der momen-
the transition to linear (breakaway) kinetics.
tane Stand der Programme nicht alle relevan-
The model has undergone developmental as-
ten physikalischen Prozesse zur Zufriedenheit
sessment against data from separate effects
beschreibt und deshalb die Konservativität der
experiments carried out at KIT. Implementa-
Ergebnisse nicht unter allen Umständen garan-
tion into the SCDAP and MELCOR codes has
tiert werden kann. Am PSI wurde deshalb ein
been performed, and assessment against in-
Modell entwickelt, welches die Oxidation von
dependent separate-effects and integral data
Zirkaloy-4 an Luft beschreibt, basierend auf Ex-
is in progress. In parallel, PSI are participating
perimenten des Karlsruhe Institute of Technolo-
in the OECD Sandia Fuel Project (SFP), in which
gy. Dieses Modell befindet sich in der abschlies-
a series of experiments is being performed by
senden Verifizierungsphase. Zusätzlich zu die-
SNL using prototypic materials and full-scale
sen Experimenten ist das PSI auch eingebun-
fuel assemblies arranged in a simulated dried-
den in das OECD Sandia Fuel Project (SFP), wel-
out storage pond. The project is providing high
ches in einer Serie von Experimenten Daten lie-
quality data with which to assess the capabil-
fert über das Verhalten von prototypischen Ma-
ity of models to simulate the air oxidation and
terialien in einem trocken gefallenen Lagerbe-
its potential to trigger a self-propagating fire in
cken für abgebrannte Brennelemente. Dieses
an uncovered spent fuel pond. The PSI model,
Versuchsprogramm wird von SNL durchgeführt.
when implemented into MELCOR, will be as-
Es wird qualitativ und quantitativ hervorragen-
sessed against the SFP data.
de Daten liefern für die Verifizierung des am PSI
entwickelten Oxidationsmodells. Nach der Implementierung des Modells in MELCOR können
diese Versuchsdaten zur Verifizierung herangezogen werden.
229
Project Goals
Work Carried Out
and Results Obtained
The safety impacts of air ingress on nuclear fuel
elements at high temperature have been studied
This section is divided into two parts. The first
for many years, in accident situations involving
presents a status of modelling activities during
failure of the reactor pressure vessel (RPV) lower
the first year of the present PSI-ENSI collabora-
head, shutdown conditions with the upper head
tion [11], which concentrate mostly on its imple-
removed [1] and with, or in spent fuel ponds after
mentation in MELCOR and SCDAP/Sim, the lat-
accidental loss of coolant [2]. The presence of air
ter to enable validation against PARAMETER-SF4,
can lead to accelerated oxidation of the Zircaloy
an air ingress experiment. The second part pres-
cladding compared with that in steam, owing to
ents an overview of the SFP project, the experi-
the faster kinetics, while the 85 % higher heat of
ments planned therein and the sought-for results.
reaction drives this process further. Air ingress is
An indication is given of further work that could
typically associated with poor heat transfer; the
be carried out, including a possible generalisa-
combined effect of these factors can give rise to an
tion of the model to advanced cladding materi-
increased rate of core degradation. Furthermore,
als such as ZirloTM and M5TM, that feature in cur-
the exposure of uranium dioxide to air at high tem-
rent new reactors.
peratures can lead to increased release of some fission products [3]. The situation is kept under continual review, with experimental and modelling
Part 1: Air oxidation modelling
studies performed, notably within the European
Union Framework SARNET project [4], and the In-
Review of state of knowledge
ternational Source Term Programme (ISTP) [5], in
Experimental Activities
which PSI takes part.
The last formal reviews of activities in the experi-
The MELCOR code is the major tool in use in Swit-
mental area was presented at ERMSAR2008 [12],
zerland for analysis of severe accidents in light
and TOPSAFE2008 [13]. The status of studies con-
water reactors, from initiating events through to
tinuing since then has been regularly reported in
potential release of radionuclide fission products
the present series of annual progress statements.
to the environment. Version 1.8.6 [6] is now es-
During the last year further separate effects exper-
tablished as the current production version while
iments have been performed at KIT [14], concen-
MELCOR 2.1 is still undergoing assessment. Use
trating on nitriding of homogenised alpha-Zr(O).
of MELCOR is backed-up by SCDAP-based codes
The latest air ingress bundle transient experiment,
[7], [8], for more detailed treatment of thermal
QUENCH-16, was performed in July 2011[15]. It
hydraulics and core degradation. The air ingress
comprised a comparatively minor degree of pre-
model is being implemented in both MELCOR and
SCDAP/Sim.
The present three-year project running from 2009
to 2012 comprises two complementary activities
being pursued in tandem. The first of these is a
continuation of the previous PSI-ENSI collaboration [9]. The model is being implemented in MELCOR to enable simulation of integral experiments
and plant or spent fuel transients. In the second
activity PSI is participating in the OECD Sandia Fuel
Project (SFP) [10], which will provide a prototypic
dataset under large scale fuel pond loss of coolant conditions for validation of MELCOR code and
air oxidation models. The intended result is an improved tool for plant and fuel pond simulation to
support PSA investigations and source term studies.
230
Figure 1: Sample results of QUENCH-16, indicating the
main phases of the experiment, the thermal response
during air ingress and the oxidation excursion during
reflood.
Figure 2:
Thermal response in
upper elevations of bundle
during PARAMETER-SF4
air ingress phase. Change
in slope indicates onset of
local oxygen starvation.
oxidation in steam, followed by a low flow rate of
air leading to an extended period of oxygen starvation, in order to examine the interaction between
nitrogen with the pre-oxidised bundle. The experiment conduct and results are ilustrated in figure 1. QUENCH-16 thus complemented the earlier experiments CODEX-AIT [16], QUENCH-10 [17]
and PARAMETER-SF4 [18]. Collectively these experiments examine the effect of air covering the
whole spectrum from very low to high levels of
preoxidation.
A clearly exhibited feature of QUENCH-16 is nitriding of the cladding, particularly in the upper eleva-
Figure 3:
Thermal response
in lower elevations
of bundle during
PARAMETER-SF4 air
ingress phase. Change in
slope indicates onset of
local oxygen starvation.
tions which were most strongly affected by the oxygen starvation. The oxygen starvation and nitriding lasted about 850 s and may have been the driving force for the strong oxidation excursion during reflood, which did not occur in QUENCH-10
where the starvation period was very short. Pretest analytical support to QUENCH-16 was provided by PSI, using SCDAP/Sim and MELCOR, EDF
using MAAP-4 and GRS using ATHLET-CD. Preliminary post-test analyses have been performed [19].
Current status of model development
Validation of the PSI model has continued. A full
Figure 4:
Oxygen consumption
during PARAMETER-SF4
air ingress phase. Base
case, S1 and S2 used
the PSI model and kinetic parameters; S3 and
S4 used the Benjamin
correlation (MELCOR
default parameters) in
conjunction with the PSI
model.
implementation in a developmental version of
SCDAP/Sim has been successfully completed by
Innovative Software Services (ISS). The new code
version has been used for further post-test analyses of PARAMETER-SF4 [20, 21] successfully reproducing the air ingress thermal transient (figures 2, 3) and oxygen consumption (figure 4). The
same version is also being used for the analysis of
QUENCH-16, currently in progress.
In parallel with the above work, the model has
been implemented into a special version of MELCOR 1.8.6 by the Russian Academy of Science
(RAS). The model is identical to the one success-
Figure 5:
Verification of PSI model
implementation in
MELCOR 1.8.6: Sample
problem comparison for
hydrogen production
during steam oxidation.
fuly implemented in SCDAP. A trial version was
provided to PSI for verfication of the implementation. Verification of the model as applied to oxidation in steam has been successfuly carried out, as
shown in figure 5. However, the features needed
to simulate the heater rods in QUENCH and PARAMETER are not included in this version and so
the model cannot yet be fully validated within the
MELCOR code. Efforts to rectify this deficiency are
in progress.
An initiative is being planned within the European Framework SARNET-2 Programme to per-
231
form a benchmark exercise using the air ingress
Figure 6:
Reaction in different
atmospheres at 1200 °C:
from top (i) bare Zry in
nitrogen, (ii) pre-oxiddised Zry in nitrogen, (iii)
oxygen-stabilised -Zry,
(iv) bare Zry in oxygen,
(v) pre-oxidised Zry in
air, (vi) bare Zry in air.
experiments QUENCH-10 and -16. The aims of
the exercise are to compare the various air oxidation models that have been developed and implemented by PSI, GRS and IRSN, and to assess the
improved capabilities compared with previously
existing models.
Potential model extensions
It was mentioned previously that results of separate-effects tests performed at FZK and IRSN also
show a dependence on cladding type of oxidation
in steam, oxygen and air. There is therefore a case
Figure 7:
Calculated and measured
cladding temperatures at
the 3150 mm elevation. The
ignition suggests a breakaway process.
for extending the model to other zirconium-based
cladding alloys.
QUENCH-16 shows clearly the role of nitrogen,
not only as a catalyst for the oxidation, but also
Figure 6: Reaction
in different
atmospheres at 1200 °C: from top (i) bare
Zry in nitrogen, (ii) pre-oxidised Zry in
nitrogen, (iii) oxygen-stabilised α-Zry, (iv)
bare Zry in oxygen, (v) pre-oxidised Zry in
air, (vi) bare Zry in air.
as an active ingredient . This observation, together with findings from separate effects tests [14]
show that formation of zirconium nitride (ZrN) occurs in the absence of oxygen and is particularly
strong if the cladding has been preoxidised. The
extent of nitriding is illustrated in figure 6. The Zrnitrogen reaction is exothermic, although not as
much as the oxidation. ZrN appears to be susceptible to breakaway, and also reacts exothermically
Figure 8:
oxygen partial pressure
at the assembly outlet,
showing sudden increase
in consumption.
with steam during reflood. There is a case for extending the model to include this reaction. However, the kinetics of this reaction and competition
with the oxidation are unclear; the task would be
challenging.
Part 2: OECD SFP Project
The OECD SFP project comprises two large scale
experiments on full length, commercial 17 × 17
pressurized water reactor (PWR) fuel assembly
mock-ups to provide data for the severe accident
Figure 9:
downward propagation of
flame front in fuel bundle;
the change in slope in the
experiment is attributed to
disruption of geomtery.
codes. There are also complementatry tests on
properties of cladding materials.
The first full scale experiment was performed in
March 2011, on a single fuel assembly allowed to
heat up under simulated decay heat in a naturally
convecting flow of dry air. The heating took place
very slowly over a period of about 12 hours, until
a maximum temperature of about 1150 K when
oxidation began to occur near the top of the bundle. Locally the temperatures increased more rapidly and almost all of the oxygen was consumed.
The change in temperature slope and rapid in-
232
crease in oxygen consumption suggests a possi-
the Cooperative Severe Accidents Research Pro-
ble breakaway oxidation process. The flame front
gramme Agreement (CSARP) between ENSI and
slowly propagated downward, reaching the bot-
USNRC, and close contact is kept with the MEL-
tom of the bundle after about a further 6 hours.
COR developers at Sandia National Laboratories
There was insufficient oxygen to consume all the
(SNL) regarding code maintenance, development
metallic cladding during this downward propaga-
and use. PSI obtains the SCDAPSIM code, main-
tion, and burning continued for about 4 days at a
tenance and user support via a licence agree-
low air flow rate.
ment with ISS, Idaho Falls, USA. SCDAPSIM is a
Figure 7 shows the measured and calculated tem-
derivative of SCDAP/RELAP5 formerly supported
perature histories in the upper part of the bundle,
by the USNRC. Access to data from the OECD
showing excellent agreement for the initial heat
SFP project is obtained under the terms of the
up and ignition. Figure 8 compares the consump-
project.
tion of oxygen, via the outlet partial pressure; the
measured residual oxygen is believed to be due
Assessment 2011 and Perspectives for 2012
to bypass of the air through cooler locations. The
Progress has continued, with implementation into
downward flame propagation rates is shown in
special versions of MELCOR and SCDAP/Sim, and
figure 9, again showing good agreement until a
assessment using data from air ingress experi-
departure at about 15 hours, believed to be due
ments. Detailed assessment and refining of the
to the effect of disruption of the flow paths due
model continues into 2012.
to the heater rod degradation.
A benchmark is planned within the European
Framework SARNET-2 Programme using the air in-
gress experiments QUENCH-10 and -16. The aims
of the exercise are to compare the various recently
developed air oxidation models, and to assess the
This project does not involve cooperation with oth-
improved capabilities compared with previously
er Swiss projects.
existing models.
The second large scale test in the SFP project will
examine radial progression of a flame across adjacent bundles. It will examine also the impact of
rod pressurisation and the consequent cladding
Cooperation with organisations within European
deformation on the flame propagation analysis
countries and Canada generally was performed
of the SFP experiments will continue. The new
under the auspices of SARNET [4] which finished
model, when fully assessed in MELCOR 1.8.6 will
at the end of September 2008. The 7th Framework
be implemented in a mainstream version of MEL-
follow-on project, SARNET2 started early in 2009
COR 2.
and continues for another 4 years. There is a close
Possible further developments are inclusion of the
technical link between work packages WP5 (core
formation of ZrN and its reaction with steam.
behaviour and cooling) and WP8 (source term), via
the potential impact of oxygen on ruthenium volatility. The ongoing QUENCH programme is sup-
Publications
ported also by the German Nuclear industry to address oxidation issues arising from the switch to
❚ J . Birchley and L. Fernandez-Moguel, Simulation
improved cladding alloys.
of Air Oxidation during a Reactor Accident Se-
Access to data from the MOZART programme of
quence: Part 1 – Phenomenology and Model de-
separate-effects tests at IRSN Cadarache, France,
velopment, Ann. Nucl. Energy, 40, 163–170, Jan-
is obtained through PSI membership of the In-
uary 2012.
ternational Source Term Programme which pro-
❚ L . Fernandez-Moguel and J. Birchley, Simulation
vides access to results of those IRSN experiments
of Air Oxidation during a Reactor Accident Se-
which are not encompassed within SARNET2.
quence: Part 2 – Analysis of PARAMETER-SF4
The MELCOR code and early access to the re-
Air Ingress Experiment using RELAP/SCDAPSIM,
sults of USNRC programmes are obtained under
Ann. Nucl. Energy, 40, 141–152, January 2012.
233
❚ L. Fernandez-Moguel, Analytical support to air
Acknowledgements
ingress experiment QUENCH-16, 17th International QUENCH Workshop, Germany, Karlsruhe
The authors gratefully acknowledge M. Stein-
Institute of Technology, November, 2011.
brueck from KIT, Germany, and C. Duriez from
❚ J. Birchley, Air oxidation of Zircaloy: Phenomenol-
IRSN, Cadarache, France, for providing valuable
ogy and modelling, 17th International QUENCH
information on their experimental and modelling
Workshop, Karlsruhe Institute of Technology,
programmes on air ingress, and for giving permis-
Germany, November, 2011.
sion for their illustrations to be used in this report.
❚ B. Jaeckel, Spent Fuel Pool Behaviour under Se-
Thanks are due to staff from IBRAE for invaluable
vere Accident Conditions, CSARP Meeting,
technical input and to USNRC for the most help-
Bethesda, Maryland, USA, September 2011.
ful initiative concerning model implementation.
❚ B. Jaeckel, Post Test Calculation for SFP Phase
1 Cell 2 Experiment, TM-42-11-21, December
2011.
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Pressurised Water Reactor
RAS
Russian Academy of Science
SARNET
Severe Accident Research Network
als – Version 1.8.6, USNRC NUREG/CR 6119
SNL
Sandia National Laboratories
Rev. 3, SAND2005-5713, Sandia National
USNRC
United States Nuclear Regulatory
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Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor
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January 2012.
235
ARTIST II
Aerosol Trapping in the Steam Generator
Author und Co-author(s)T. Lind, D. Suckow, A. Dehbi, S. Güntay, S. Danner,
S. Deshpande
Institution
Address
5232 Villigen PSI, Switzerland
Tel., E-mail, Internet address+41 (0)56 310 21 11, [email protected], www.psi.ch
Duration of project September 1, 2008 to August 31, 2011
ABSTRACT
tut (PSI) established an international cost share
A steam generator tube rupture (SGTR) in a
project called Aerosol Trapping In a Steam
pressurized water reactor (PWR) has a poten-
Generator (ARTIST), with a continuation proj-
tial of causing release of radioactivity into the
ect ARTIST II. In ARTIST II, experimental and
environment due to the possibility of the ra-
analytical work were carried out to comple-
dionuclides by-passing the containment. The
ment the work carried out in ARTIST. The main
release may take place as droplets of primary
topics of ARTIST II were:
coolant containing dissolved iodine during de-
❚ determination of aerosol retention in the
sign basis accident phase, or as aerosols (par-
break vicinity where most of the retention
ticles and gas phase compounds) containing
fission products if the accident develops into a
takes place
❚ determination of the aerosol retention in
severe accident.
the flooded steam generator secondary side,
For severe accidents, generally, no credit is
and improvement of the existing models for
taken for the retention of aerosols inside the
pool scrubbing to be applicable to flooded
steam generator, and consequently, the re-
bundle conditions
lease fraction of the activity associated with
❚ determination of the droplet retention in the
SGTR may be overestimated. In addition, un-
steam generator dryer and the effect of the
der design basis accident conditions in the dry
droplet size on retention.
steam generator secondary side with no recir-
In addition, several topics were investigated
culation, no data exist for droplet retention.
as PhD work: i) determination of particle ag-
Therefore, no retention of radioactivity in the
glomerate break-up upon impaction, ii) parti-
steam generator secondary side may be ac-
cle transport in turbulence, both analytical and
counted for under these conditions.
experimental approaches, and iii) determina-
Based on the need for aerosol and droplet re-
tion of flow hydrodynamics in tube bundles.
tention data during a Steam Generator Tube
In this report, we present the main conclusions
Rupture (SGTR) accident, Paul Scherrer Insti-
from the ARTIST II project.
237
Project goals
ect ARTIST II was initiated to address issues raised
in the ARTIST project, and investigate certain phe-
Despite improvements in steam generator (SG)
nomena not addressed in ARTIST. ARTIST Project
design, manufacturing and modes of operation,
showed that significant aerosol retention takes
SG tube rupture (SGTR) events occasionally occur
place inside the steam generator. ARTIST II proj-
during PWR operation, which underlines the need
ect concentrates on topics that needed more at-
to pay particular attention to SGTR sequences. A
tention based on the results of the ARTIST project,
particular safety challenge arises from an SGTR in
as well as on analytical work for application of the
combination with other failures, e.g., a stuck-open
experimental data to the assessment of the source
safety valve, in which case the released radioactiv-
term from the SGTR incidents.
ity by-passes the containment and the release to
The most important topics in the ARTIST II proj-
the environment may be significant. The scenario
ect were:
may develop into a severe accident in which case
❚ determination of aerosol retention in the break
a core melt may occur and the radioactive fission
vicinity; both analytical and experimental work
products can be transported to the environment.
as well as model development for calculation of
Sequences of this kind are referred to as contain-
the retention
ment bypass and, despite their low probability,
❚ determination of the aerosol retention in the
represent a significant or even dominant contribu-
flooded steam generator secondary side; exper-
tion to the overall public risk.
imental and analytical work as well as improve-
The release of radioactivity during SGTR may take
ment of the existing pool scrubbing models to
place as droplets of primary coolant containing dis-
be applicable to flooded steam generator sec-
solved iodine during design basis accident (DBA)
ondary side conditions
phase, or as aerosols (particles and gas phase com-
❚ determination of the droplet retention in the
pounds) containing fission products if the accident
steam generator dryer and the effect of the
develops into a severe accident. For severe acci-
droplet size on retention under design basis ac-
dents, generally, no credit is taken for the reten-
cident conditions.
tion of aerosols inside the steam generator. However, ARTIST experiments showed that considerable retention of aerosols takes place under SGTR
conditions. Consequently, the release fraction of
Work carried out
the activity associated with SGTR will be overestiunder design basis accident conditions in the dry
Aerosol retention in the dry steam
generator
steam generator secondary side with no recircula-
The aerosol retention is the net effect of particle
tion, no data exist for droplet retention. Therefore,
deposition and release. Particle deposition by iner-
no retention of radioactivity in the steam genera-
tial impaction and turbulent deposition can be cal-
tor secondary side may be accounted for under
culated if the flow field is known. However, in the
these conditions.
presence of the high flow velocity and the com-
Based on the need for aerosol and droplet reten-
plex steam generator secondary side structures,
tion data during an SGTR, Paul Scherrer Institut
the flow field cannot be accurately simulated using
(PSI) has built a model steam generator called ART-
present tools. In addition, due to high flow veloci-
IST (Aerosol Trapping In a Steam Generator), which
ties, particle bounce from the tube surfaces and re-
allows the gathering of data both at the separate
suspension of the deposit layers play a significant
effect and integral levels, as well as simulation of
role. Therefore, experimental determination of the
selected accident management procedures [i]. The
aerosol retention is necessary.
ARTIST facility is a scaled-down model of the FRA-
Aerosol retention inside the steam generator can
MATOME 33/19 type SG in operation at the Swiss
be described by a decontamination factor DF
power Plant Beznau (KKB).
which is defined as the aerosol particle mass flux
mated if no retention is accounted for. In addition,
An international collaboration project ARTIST was
at the steam generator inlet MFaerosol,inlet divided
carried out in 2002–2007 to perform SGTR-relat-
by the mass flux at the steam generator outlet
ed tests in the ARTIST facility. A continuation proj-
MFaerosol,outlet:
238
3
Projekt XY
MFaerosol ,inlet
MFaerosol ,outlet
=
C aerosol ,inlet
C aerosol ,outlet
×
Q gas ,inlet
Q gas ,outlet
(1)
Here Caerosol,inlet is the aerosol mass concentration at the steam generator inlet and Caerosol,outlet
the aerosol mass concentration at the SG outlet,
Qgas,inlet and Qgas,outlet are the gas flow rates at the
Stk =
DF, filter
DF, OPC
Cc ρ p d p2U g
9µD j
DF [inlet / outlet]
DF =
SG inlet and outlet, respectively.
Aerosol deposition in the steam generator under
dry conditions was found to be significant. Aerosol
10:00
11:00
12:00
13:00
14:00
15:00
16:00
time [hh:mm]
retention took place both inside the steam generator tube and in the bundle after the aerosol particles were released from the broken tube in the
Dry bundle
Dry bundle, different break geometries
high velocity jet.
Aerosol retention inside a steam generator tube
tube or straight tube), particle concentration and
on the particle type (liquid or solid). It was highly
DF, filter
DF, OPC
DF
was found to depend on the tube geometry (U-
DF [inlet / outlet]
dynamic, with periods of high retention and lower
retention. As analytical investigations have shown
[ii] that at the test conditions, in the 9 m long
straight tube, all the particles would be deposited on the tube walls by turbulent deposition, it
can be concluded that particle bounce and resus-
0.01
0.1
1
Stk
10
pension play a significant role in determining the
aerosol retention inside the tube. This is shown in
Fig. 1 for a U-tube where DF increases in the be- Here Cc is the slip correction factor, p particle den10:00
12:00
13:00 sity,14:00
diameter, U16:00
dp particle 15:00
ginning of the
test due11:00
to deposit formation
inside
g gas velocity, μ gas visthe tube, and then decreases rapidly duetime
to the
re- cosity and Dj the jet diameter.
[hh:mm]
lease, or resuspension, of the deposit. Even after
Resuspension and bounce were significant in the
the presumed deposit release, significant aerosol
tubes closest to the tube break, seen as total-
retention takes place as the DF stays well above
ly particle-free areas on the tube surfaces facing
one for the whole test.
the break, Fig. 3. In these areas, particle velocities
Highest aerosol retention potential was measured
were too high for deposition, and after hitting the
in the bundle area in the vicinity of the tube break
tubes, particles bounced off and were carried with
where a high velocity jet is released from the break
the flow further into the bundle where they were
to the bundle carrying aerosol particles with it.
again available for deposition.
The retention was found to depend on the par-
The effect of the breach shape on the aerosol re-
ticle size, gas flow rate through the break, i.e.,
tention within the break stage of a dry SG was in-
break size and primary side pressure, as well as the
vestigated in a separate experimental campaign
break geometry, Fig. 2. Inertial forces were main-
[iv]. A set of 5 experiments under different condi-
ly responsible for the retention, as can be seen in
tions were conducted with a «fish-mouth» breach
Fig. 2, where an increasing DF with particle Stokes
XY
and were compared to a previousProjekt
campaign
in
number is shown. Particle Stokes number is de-
which a guillotine breach was used. Based on
fined as [iii]:
these results, a general observation can be made:
Figure 1 (above):
Decontamination factor
for aerosols inside a steam
generator U-tube.
Figure 2 (below):
Decontamination factor
for aerosols in the steam
generator bundle in the
vicinity of the tube break.
3
retention efficiencies measured are over 75 % for
SiO2 particles and gas injection Reynolds number
Stk =
Cc ρ p d p2U g
9µD j
of around 105. When compared to the previous
(2)
guillotine test results, it seems that retention efficiency is not heavily sensitive to the breach shape.
239
Figure 3:
A photograph of the
break and the tubes
showing thick deposits,
4 and particle-free areas in
the XY
closest tubes facing
Projekt
the break.
ficiency. Further development of the model will be
carried out in the ARTIST-extension project.
Aerosol retention in the flooded steam
generator
The presence of water in the secondary of a failed
steam generator during a postulated severe accident SGTR sequence is one of the most influencing factors on the capability of the secondary side
to retain particles carried by the incoming gas. As
experimentally demonstrated [vi], water drastically
enhances the decontamination efficiency. This is a
result of the substantial differences between phys-
Figure 4:
Guillotine (left) and
Fish-mouth (right)
breach deposition
patterns in the break
stage.
However, noticeable differences were observed
ics underneath dry and wet scenarios in the steam
in the mass size distributions and in-bundle mass
generator (SG).
pattern to the previous guillotine test, Fig. 4.
In ARTIST II experiments, the decontamination fac-
Modeling aerosol retention in the secondary side
tor in the flooded bundle was found to increase
of a SG requires understanding of both gas aero-
with both the gas flow rate through the break
dynamics and aerosol governing mechanisms
and the particle size. The decontamination factor
through the tube bundle. In the ARTIST II project,
was relatively independent of time and fed aerosol
a simplified, semi-empirical model ARI3SG (Her-
mass in the low flow rate tests. Particle inertial ef-
ranz et López, 2012) based on the «filter con-
fects clearly had a large influence on the retention
cept» was developed: a particle laden gas flows
in the flooded bundle as can be seen from Figure
through a bundle of obstacles, where it is submit-
5, where decontamination factor increases with
ted to forces that tend to clean it up by removing
increasing particle Stokes number Stk. It must be
particles onto obstacle surfaces. The three major
noted that in Fig. 5, the break submergence is larg-
elements of the model are: i) deposition phenom-
er in the tests with the agglomerate particles than
ena, ii) resuspension, and iii) hydrodynamics. A
in the tests with the spherical particles.
thorough description of the equations and struc-
According to the experimental results, following
ture of ARI3SG has been reported elsewhere [v].
summary of the aerosol retention in flooded bun-
The model has been validated against data avail-
dle can be made:
able and fit out with an uncertainty analysis that
1.Increasing particle inertia, i.e., particle size and
allows estimating the uncertainty of collection ef-
velocity, increases retention. Inertial mecha-
240
nisms determine the particle retention close to
the break where major retention takes place.
2. Even with a very low submergence significant
aerosol retention takes place. With high flow
DF
rate and large spherical particles, aerosol transport efficiency through the flooded bundle is
very low underlining the importance of the jet
Flooded bundle, agglomerates
– bundle interactions close to the tube break
Flooded bundle, spherical
on the aerosol retention in the flooded bundle.
3.Droplets are entrained from the water surface
with high gas flow rates. They carry aerosol par-
SQRT(Stk)
ticles with them and once the droplets evaporate, aerosol particles are released to the gas
flow. However, compared to particle retention
extend a previous developed tool to accommo-
in the water due to inertial effects close to the
date the specific features of the SGTR scenario:
tube break, the effect of droplet entrainment on
SPARC90 [viii]. So far the major progress has been
particle transport is small. However, further work
achieved in the adaptation of the particle trap-
would be recommended to determine this effect
ping as a consequence of water droplets entrained
when the aerosol loading in the water is high
within the gas jet at the inlet point. Decontamina-
at the later stages of the accident progression
tion by droplet entrainment is strongly dependent
when cumulative released aerosol mass is high.
on droplet features such as the number of drop-
4.Based on these tests as well as earlier data [vii],
lets entrained, their diameter and the relative ve-
the increasing submergence of the break in-
locity. The equations embedded within SPARC90
creases the particle retention in the water, and
have been reviewed and, when necessary, updat-
the effect is much stronger in the flooded bun-
ed with alternative equations better fitted to the
dle than in bare pools. This is presumably due to
conditions expected in the SGTR scenario. Present-
the jet – bundle interactions, creating very com-
ly this work is still in progress and will be continued
plex two-phase flows. This indicates that mod-
in the ARTIST-extension project.
els developed for bare pools should be adapted
ed bundle even in the regions far away from the
Droplet retention in the steam generator
dryer, DBA accident conditions
tube break.
Rupture of one or more steam generator tubes re-
for calculation of aerosol retention in the flood-
When the steam generator secondary side was
sults in leakage of primary coolant to the second-
filled with water up to the dryer section inlet
ary side, and consequently, pressure increase in the
(Phase VIII, flooded separator), aerosol retention
secondary side of the steam generator. The pres-
was even higher than in the flooded bundle. The
sure increase may be sufficient to cause a pres-
effect of different gas flow rates and particle siz-
sure relief valve to open thereby providing a di-
es was investigated. The decontamination fac-
rect pathway for the radioactive primary coolant
tor in the flooded separator was found to be very
to the environment. The radioactivity release re-
high in all the tests. No significant difference in DF
sulting from such incidents depends strongly on
was measured with different flow rates or differ-
the conditions in the primary and secondary side
ent particle sizes. The high aerosol retention in the
of the steam generator. For most of the condi-
flooded separator was mainly due to the large wa-
tions, radioactivity release can be calculated based
ter submersion of the break, combined with the
on existing data [ix], however, under non-recircu-
complex flow pattern inside the flooded separator.
lating conditions in the dry secondary side, no ex-
Modeling of aerosol retention by pool scrubbing
perimental data are available to assess the reten-
in a wet SG faces two challenging conditions: gas
tion of radioactivity in the steam generator. Under
injection under the jet regime and the presence of
these conditions, release takes place mainly in the
tube surfaces. The approach adopted to extend
form of droplets formed when the primary coolant
the current capabilities of estimating pool scrub-
is released to the secondary side as a flashing jet.
bing DFs (Decontamination Factors) has been to
The retention of droplets in the upper structures
241
Figure 5:
The decontamination
factor DF in the tests in
the flooded bundle.
8
Projekt XY
Figure 6:
Test facility for droplet
size measurements.
M1 is the dryer inlet
measurement location
and M2 the outlet
measurement location.
of the steam generator has not been determined
for realistic steam generator geometries. Due to
the lack of data for these conditions, source term
assessments assume no retention of radioactivity
M2
in the steam generator secondary side under dry
nonrecirculating conditions.
To fill this data need for the source term assessment, ARTIST project investigated droplet retention in the upper structures of the steam generator. The results showed significant retention of
droplets that was dependent on the carrier gas
flow rate and droplet size. Due to high retention of
droplets in the separator, in ARTIST project it was
not possible to determine the retention in the dryer section. Therefore, in ARTIST II, tests were car-
M1
ried out to determine the droplet retention in the
steam dryer. For this, a simplified inlet geometry
was designed for the 1:1 replica of a steam dryer
used in FRAMATOME 33/19 type SG in operation
at the Swiss power Plant Beznau (KKB), Figure 6.
Droplet size and mass flow rates were determined
using shadowgraphy and phase Doppler anemometry (PDA) at the entrance and exit section of the
dryer unit. Droplet retention in the dryer was determined based on these measurements.
The measurements showed significant retention
of droplets in the dryer section of the steam generator, Figure 7. The retention depends on the carrier gas flow rate and the droplet size. Based on
there tests, a full set of data now exists to deter-
DEHS
spray
mine droplet retention
in the steam dryer to be
7
Projekt XY
used in the source term assessment, as long as
droplet size of the coolant from the flashing jet
can be evaluated.
Carrier Gas In
Figure 7:
Droplet retention as
a function of Stokes
number for all carrier
gas flow rates.
Open issues
The EU-SGTR, ARTIST and ARTIST II projects have
provided us with broad understanding of the aerosol transport phenomena during SGTR incidents.
We now know that a considerable fraction of the
aerosols is deposited in the steam generator, and
Gas flow rate
(kg/h)
that the release to the environment is significantly
smaller than previously estimated.
However, there are still issues that are not entirely
resolved, and in addition, new phenomena have
been observed that need to be taken into account
regarding aerosol transport. Some of the open issues still remain:
❚ Application of the data to source term analy-
242
sis. Only limited resources have been available
tled: «Large eddy simulation of particle dynamics
to use the ARTIST data in the source term analy-
inside a differentially heated cavity» was complet-
sis of SGTR scenarios. More efforts will be ded-
ed 2011 with Professors M.O. Deville (EPFL) and L.
icated to this work in the future in the ARTIST-
Kleiser (ETHZ) as supervisors, and iii) during the last
extension project.
project year, a new PhD work was started at ETH
❚ Improvement of the pool scrubbing models
in Zürich with Prof. H.-M. Prasser as a supervisor;
based on the ARTIST and ARTIST II data. Exist-
the subject of the work is: «Bubble hydrodynam-
ing pool scrubbing models calculate decontam-
ics in tube bundles».
ination factors that are much lower than the
measured ones, especially with high break flow
rates. The flow – bundle interactions are not tak-
en into account.
❚ M
odeling aerosol retention in the break vicinity.
PSI is the coordinator of the project as well as
Simple models are not able to capture differenc-
the operating agent for conduction of the ART-
es due to different particle materials, morphol-
IST II tests. The following international organiza-
ogy and break geometry.
tions are partners in the ARTIST II program: CIE-
❚ P
article break-up during SGTR and other poten-
MAT (Spain), CSN (Spain), JNES (Japan), NRG (The
tially high velocity/high turbulence accident sce-
Netherlands), US NRC (USA), SNL (USA), Fortum
narios [x]. ARTIST tests showed that agglomer-
(Finland), STUK (Finland), University of Eastern Fin-
ate particles de-agglomerate in the high velocity,
land (Finland) and VTT (Finland). These organiza-
high turbulence jets at the break. An on-going
tions co-fund the ARTIST II project as well as pro-
PhD work investigates particle de-agglomera-
vide technical contributions in form of model de-
tion and will provide us with more profound un-
velopment, simulations, and experimental work.
derstanding of the governing phenomena.
In 2011, four international PhD students were
❚ P
article bounce upon impaction. Upon impact
at high velocities, particles bounced off from the
working in support of ARTIST II project at universities in Spain (2) and Finland (2).
surfaces both inside the tube and in the break
vicinity. The effect of particle and surface characteristics (material, roughness) and the impaction angle on the bounce at the conditions cor-
Assessment 2011
responding to SGTR has not been investigated.
Since particle bounce may occur at relatively low
ARTIST II project has ended 31.12.2011. All the
flow velocities, particle bounce cannot be ex-
planned experiments were carried out in the
cluded from other accident scenarios.
ARTIST facility and related separate effect fa-
❚ R
esuspension and the effect of vibration on par-
ticle release from the surfaces.
cilities. The test reports were released to the partners in due time. A synthesis report of ARTIST and
ARTIST II was issued 31.03.2012. The main part
of the experimental work in 2011 was determination of decontamination factors for droplets in the
steam generator dryer. This work was successfully
ARTIST II is an international collaboration research
completed by the end of 2011.
program. Swiss nuclear power plants Beznau and
Based on ARTIST II project, source term assess-
Gösgen, as well as ENSI are partners in the pro-
ment for SGTR sequences can now be carried
gram by co-funding the project.
out more accurately than earlier using ART-
In support of the ARTIST II project, collaboration
IST experimental data. In addition, retention of
with Swiss Universities is carried out in the form
droplets (DBA non-recirculating conditions) and
of three PhD theses: i) during the second project
aerosols (BDBA) in the steam generator can now
year, a PhD work titled «Numerical investigation
be evaluated under different accident scenarios.
of particle-laden thermally driven turbulent flows
The application of the ARTIST data for mod-
in enclosure» was completed at EPFL with Prof.
els to be incorporated in the system codes is
M.O. Deville as the supervisor, ii) a PhD work ti-
still on-going.
243
ARTIST will continue as an international col-
A. Dehbi, S. Güntay, J.K. Jokiniemi, Experimen-
laboration information sharing project for
tal work on particle motion inside a differential-
three years, 2012–2014. The aim of this continua-
ly heated cavity. 2011 European Aerosol Con-
tion project, called ARTIST-extension, is:
ference, September 4–9, 2011, Manchester, UK.
❚ to apply the data provided by the ARTIST pro-
gram for plant analysis and improved source
term evaluation, and to reach a consensus about
References
the treatment of SGTR source term analysis
❚ to carry out analytical work for better under-
[i] S. Güntay, D. Suckow, A. Dehbi, R. Kapulla,
standing of the governing phenomena and for
ARTIST: introduction and first results. Nucl.
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❚ T. Lind, A. Dehbi, S. Güntay, Aerosol retention
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SGTR. Nucl. Eng. Des. 241 (2011), 357–365.
shape of the breach. To be presented at the
❚ R. Puragliesi, A. Dehbi, E. Leriche, A. Soldati,
ICAPP 2012 meeting, Chicago, June 24–28,
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during SGTR. ERMSAR 2012, Cologne, Germa-
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ect. CSARP2011, Bethesda, USA, September
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Break-up mechanisms of TiO2 aerosol agglom-
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erates in PWR steam generator tube rupture
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conditions. Nucl. Eng. Des. 240 (2010), 2046-
❚ J. Kalilainen, T. Lind, A. Auvinen, P. Rantanen,
244
2053.
MSWI
Melt-Structure-Water Interactions During Postulated
Severe Accidents in LWRs
Author and Co-author(s): W.M. Ma, P. Kudinov, L.X. Li, W. Villanueva,
R.C. Hansson, A. Karbojian, S. Yakush, L. Manickam,
S. Thakre, A. Konovalenko
Institution
Royal Institute of Technology (KTH)
Address
Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden
Tel, E-mail, Internet address46-8-5537 8821, [email protected], www.safety.sci.kth.se
Duration of the Project January 1, 2011 to December 31, 2011
ABSTRACT
The results of the coupled thermo-mechan-
The MSWI project at KTH is to create new
ical creep analysis for the lower head with
data to reduce the uncertainties in quanti-
an instrumentation guide tube (IGT) close to
fication of corium coolability and steam ex-
its bottom center revealed that the dominant
plosion energetics during a postulated severe
vessel failure mode is IGT melt-through for
accident of a boiling water reactor (BWR) us-
a melt pool depth of 1.9 m and it happens
ing cavity-flooding as a SAM measure. To-
1 hour before the global vessel failure. The
ward the objective, the research activities of
conservative-mechanistic approach to predict
the project are divided into four topical ar-
the mass fraction of agglomerated debris has
eas: INCOSAM (in-vessel coolability with po-
been further developed and used for develop-
tential SAM measures), DEFOR (characteriza-
ment of an agglomeration mode map at dif-
tion of debris beds formed in fuel coolant in-
ferent plant accident conditions. POMECO-
teractions), POMECO (coolability assessment
HT experimental data suggest that given the
of particulate beds with prototypical charac-
effective particle diameters of particulate
teristics), and SERA (steam explosion risk as-
beds packed with multi-sized irregular parti-
sessment).
cles, the dryout heat fluxes of the top-flood-
During 2011 substantial advances and in-
ing beds can be predicted by the Reed model,
sights were achieved for (i) the instrumenta-
and enhanced significantly by downcomers.
tion guide tube failure of a BWR under ther-
The steam explosion experiments using the
mo-mechanical attacks; (ii) the prediction of
melt of WO3-CaO at superheat 100 °C show
debris agglomeration; (iii) the coolability of
an apparent difference in debris size distri-
particulate beds packed with multi-sized ir-
bution between the eutectic and non-eutec-
regular particles under top/bottom-flooding
tic compositions: the eutectic WO3-CaO pro-
condition; and (iv) the effect of melt proper-
duced more fine fragments (38–150μm) than
ties on debris morphology in steam explosion.
the non-eutectic one.
245
Project goals
Work carried out
The central aim of the MSWI (Melt-StructureWater Interaction) project at Royal Institute of
1. Progress in INCOSAM Activity
Technology (KTH) is to create new knowledge
The objective of the INCOSAM study is to quan-
on melt-structure-water-interaction phenomena
tify the vessel failure modes, timing, and the melt
(e.g. data, insights, models, codes and meth-
discharge characteristics, with consideration of se-
odology) which enables reducing uncertain-
vere accident management (SAM) measures such
ty in quantification of severe accident risks in
as Control Rod Guide Tubes (CRGT) cooling and
a light water reactor (LWR). Supported by the
external cooling of the vessel.
APRI group (including SSM and Swedish utili-
One-way coupling between PECM model for melt
ties), ENSI, Nordic Nuclear Safety Research (NKS)
pool heat transfer and ANSYS thermo-structur-
program and European Union (SARNET2 proj-
al mechanics was employed to analyze the vessel
ect), the MSWI research’s driving force and im-
creep for different melt pool configurations with
mediate objectives are to build a sound founda-
corresponding depths of 0.7 m, 1.1 m, 1.5 m, and
tion that helps bring to the resolution two long-
1.9 m [1] in the lower head. The results revealed
standing severe accident issues in nuclear power
two different modes of vessel failure: a «balloon-
plants, namely steam explosion and corium (de-
ing» of the vessel bottom for the 0.7 m and 1.1 m
bris) coolability in in-vessel and ex-vessel scenar-
cases, and a «localized creep» concentrated with-
ios of severe accidents. During the period 2009–
in the vicinity of the top surface of the melt pool
2011, the project activities comprise the follow-
for the deep pool (1.5 m and 1.9 m cases).
ing topical areas.
The coupled thermo-mechanical creep analysis
approach was extended to investigate the Instru-
❚ INCOSAM (IN-vessel COolability and Severe Ac-
cident Management)
mentation Guide Tube (IGT) failure in case of severe core melt accident in a Nordic BWR (see [2] for
❚ DEFOR (DEbris in- and ex-vessel FORmation)
more details). Two succeeding calculations were
❚ P OMECO (POrous MEdia in- and ex-vessel
performed, a thermo-mechanical creep analysis
COolability
❚ SERA (Steam Explosion Risk Assessment)
for lower-head of the vessel wall and subsequently
for an IGT section (see Figure 1). We have considered the maximum melt pool depth of 1.9 m and
246
The focus is to identify the limiting mechanisms in
one location of the IGT that is closest to the center
corium risk and to reduce uncertainties in quan-
of the lower plenum. Details of the computational
tification of (i) in-vessel corium coolability which
treatment and results can be seen in [2]. In the first
provides the limiting boundary conditions (reac-
calculation, we have found a localized creep mode
tor vessel failure mode and timing, corium melt
of global vessel wall failure where creep strains are
ejection characteristics – composition, total mass
concentrated in the vicinity of the uppermost re-
and release rate) for steam explosion and debris
gion of the melt pool. Results of global vessel de-
coolability in ex-vessel scenarios, (ii) character-
formation and timing of failure from this calcula-
ization of debris beds formed in fuel-coolant in-
tion as well as local transient thermal load from
teractions, (iii) coolability assessment of the de-
PECM calculations are then used for the next anal-
bris beds with prototypical characteristics, and
ysis of the IGT section.
(iv) micro interactions of steam explosion which
There are two attributing factors that can affect the
provide limiting mechanisms for steam explosion
displacement of the flow limiter area: (i) thermal
energetics.
expansion due to local thermal load, and (ii) ap-
Substantial progress has been achieved in each
plied displacement (normal to the right curved-sur-
topic during 2011. Due to space constraint, the
face boundary) as consideration of the global dis-
present report just summarized some selected ac-
placement of the vessel lower head. Figure 2 shows
tivities and the corresponding results. More de-
that the displacement of the IGT housing point-
tailed description of project achievements can be
ing in a horizontal cross section of the flow limit-
found in the publications [1–16] supported by the
er is parallel to the applied displacement, which in-
MSWI project.
dicates that the global displacement of the lower
Figure 1:
(a) Mesh of the IGT
section with 11553
tetrahedral elements
and 18435 nodes,
and (b) geometry with
the location of the flow
limiter.
(a)
(b)
head dominates over thermal expansion in the flow
from a melt pool to the vessel wall has been exam-
limiter area. In Figure 2b the change in distances
ined [3]. The integral effect of the local heat trans-
between the points with respect to time. The max-
fer enhancement due to corium melt low Prandtl
imum distance between the edge of the flow lim-
number is found to be significant, and the vessel
iter and the IGT casing is given at 0.25 mm. Thus,
wall temperature is considerably increased. How-
clamping is defined as Di (t)
-0.5 mm, for any
ever, we also found that this effect occurs later
pair i at any time t > 0 but before the nozzle welds
than the rapid acceleration of vessel creep in con-
fail. Analysis of results presented in Figure 2b sug-
sidered case of 0.7 m deep melt pool. Thus global
gests that at given melt pool depth of 1.9 m and a
vessel failure is not sensitive to the local heat trans-
location of the IGT close to the bottom center, the
fer enhancement caused by fluid low Pr.
IGT is not clamped in its housing during the entire
time until global vessel wall failure takes place. This
2. Progress in DEFOR Activity
result suggests that in the considered case of 1.9 m
A conservative-mechanistic approach to predict
melt pool, the dominant vessel failure mode is IGT
the debris agglomeration is proposed, based on
failure and it happens at least 1 hour before the
simulations of the VAPEX FCI code and validated
global vessel failure. Other melt pool depths and/or
by the DEFOR-A experimental data (see Figure 3).
other locations of the IGT might result otherwise,
It is assumed that mass fraction of agglomerated
but are not covered here and will be the subject of
debris is proportional to the mass fraction of com-
further inquiry. In another piece of work the effect
pletely liquid droplets and thin-crust particles («liq-
of low fluid Prandtl number (Pr) on heat transfer
uid» or «glue» particles).
(a)
Figure 2:
(a) Displacement of points
along the flow limiter area
and four pairs of points for
which the distances between points are measured
with respect to time;
(b) The change in distances
Di(t) = Di(t) – Di(t0) for
each pair i and time t
where Di(t0) is the distance
between the points in pair
i at time t = 0. The vertical
lines correspond to the
estimated time of nozzle
welds creep acceleration,
nozzle welds melting, and
global vessel wall creep
acceleration.
(b)
247
2. Progress in DEFOR Activity
The following enveloping assessment
 mthe
mliq  0α.5is used in:
4for
liq ,coefficient
 mbased
A conservative-mechanistic approach to predict the debris agglomeration is proposed,
liq    on
, m0liq.5 0.5
 mliq1 ,mliqmliq
simulations of the VAPEX FCI code and validated by the DEFOR-A experimental 
data
mliq(see
  14Figure
, mliqhow
 0.sensitive
5
liq assess
We also consider formula(3)mto
is predicted mass fraction
3).
debris in experimental scale problem and in plant scale analysis to variatio
Fraction of Agglomerates (-)
We also
consider
formula
(3)fraction
to assessofhow sensitive is predicted mass fraction of a
It is assumed that mass fraction of agglomerated debris is proportional
to theof
mass
assessment
α.
debris in experimental scale problem and in plant scale analysis to variations in
completely liquid droplets and thin-crust particles (“liquid” or “glue” assessment
particles).of α.
25 4  mliq , mliq  0.4
equal to 13 m.Thus
mliq the
  height of the melt jet
maggl    mliq
(1)
1liqm,liq m
, liq m0liq.4 0.4
(1)
m
25 4the
free fall decreases
depth
of the pool
 mliq   when

1
,

0.4
m
m
1.1
liq
liq
1.1

is increasing;
1.0
1.0
0.9
0.9
where maggl is mass fraction of agglomerated de- ❚ the1.1prototypic
geometry of the vessel lower1.1head
1.0
1.0
0.8
3 0.9 0.8
0.7
bris, mliq is mass fraction of liquid particles (with
is taken
into account in assessment
of the melt
0.9
0.7
Projekt XY 0.8
0.6
0.8
0.6
relative crust thickness less than 0.1), =(mliq) is
pool
depth
(1.75
m)
according
to
the
total
mass
0.7
0.5
0.7
0.5
DEFOR A7
A7+sat+Formula(2)
0.6
0.4
DEFOR A9
0.6
0.4
A7+sat+Formula(3)
coefficient of agglomeration, which is a function
of the
pool
(180
tons).
A9+sat+Formula(2)
0.5
----------------------0.3
0.5
0.3 DEFOR A7
A9+sat+Formula(3)
A7+sub+Formula(2)
A7+sat+Formula(2)
----------------------0.4
0.2
DEFOR A9
0.4
0.2 A7+sat+Formula(3)
A7+sub+Formula(3)
A9+sub+Formula(2)
of
mass
fraction
of
the
liquid
particles.
The
influence
of
melt
superheat
on
the
fraction
of
liquid
particles
(with
where maggl is mass fraction of agglomerated debris, mliq is mass fraction
A9+sat+Formula(2)
----------------------0.3
0.1
0.3
A9+sub+Formula(3)
0.1
A9+sat+Formula(3)
A7+sub+Formula(2)
----------------------0.2
3
0.2
A7+sub+Formula(3)
of agglomeration,
which
is 1.0
ainfunction
relative crust thickness
less than
0.1), α=α(m
liq) is coefficient
The following
enveloping
assessment
for the coefof agglomerated
debris
reactor
accident
condi-0.8A9+sub+Formula(2)
0.9
1.0
1.1
1.2
0.7
0.8
0.9
1.1
1.2
1.3
1.4
1.50.1
A9+sub+Formula(3)
0.1
Projekt XY
of mass fraction officient
the liquid
particles.
Water depth (
Water depth (m)
 is used
in:
tions was
considered.
Apparently,
the
influence
of
0.8
0.9
1.0
1.1
1.2
1.3
0.7
0.8
0.9
1.0
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
a)
b)
Water depth (m)
depth (m)
The following enveloping assessment for the coefficient α is used in:melt superheatFig.
on3:Water
pre-deposition
of the deValidation
againststate
experimental
data: a) DEFOR-A7;
b) DE
a)
b)
The approach
was
employed
to
develop
an
agglomeration
mode
map
for
accide
bris
and
eventually
on
the
fraction
of
agglomerFig.liquid
3: Validation
against
experimental data: a) DEFOR-A7; b) DEFOR
agglomerated
of
particles
(with
where maggl is mass fraction of4
 mliq , mliq debris,
 0.5 mliq is mass fraction
Nordic BWR [4]. Main parameters for the calculations are presented in Table 1. In
ates
is
not
as
big
as
in
the
DEFOR-A
experimental

 mless
(2)
)
is
coefficient
of
agglomeration,
which
is
a
function
relative crust thickness
than
0.1),
α=α(m
(2)
The
approach
was
employed
to
develop
an
mode map for accident co
liq

following assumptions in the modeling: agglomeration
liq
Nordic BWR [4]. Main parameters for the calculations are presented in Table 1. In add
of mass fraction of the liquid particles.
1 mliq , mliq  0.5
conditions.
The
main
reason
is
that
in
the
plant
ac-used in the modeling
 The size in
distribution
of the DEFOR-A debris was
following assumptions
the modeling:
the
influence
of
epistemic
uncertainty
in
the
modeling
of melt droplet frag
conditions
the
of solidification
length
The
following
enveloping
forhow
the coefficient
is used in:
We also
consider
formulaassessment
(3) to assess
sensitive isα predicted
mass
fraction
of
agglomerated
cident
The
distribution
ofratio
the DEFOR-A
debris
used
in the
ord
 size
According
to the
realistic
geometry
of awas
Nordic
BWR
themodeling
distance in
from
oflength
epistemic
uncertainty
in the
modeling
of melt
droplet
We also
consider
formula
assessscale
how sento the
jet
breakup
is considerably
smaller
than
debris in experimental
scale
problem
and(3)intoplant
analysis
to influence
variations
into enveloping
reactor vessel
the
floor of reactor
cavity
was
kept
equal
to 13fragmenta
m. Thus
 According
to free
the realistic
geometry
of the
a Nordic
from the b
4  mliq , mliq  0.5
melt jet
fall decreases
when
depth BWR
of the the
pooldistance
is increasing;
assessment of α. sitive
for the
DEFOR-A
test
conditions.
Therefore,
vessel
to thegeometry
floor
of reactor
kept
equal
to 13 m.
the
  mass fraction of agglomerated thatreactor
 misliqpredicted
 The
prototypic
of (2)
the cavity
vesselwas
lower
head
is taken
intoThus
account
1
,

0
.
5
m
m
melt
jet
free
fall
decreases
when
the
depth
of
the
pool
is
increasing;
liq
liq
the
melt
pool
depth
(1.75
m)
according
to
the
total
mass
of
the
pool
(180
debris in experimental
scale
problem
and
in
plant
the effect of increase in the solidification length is
25 4  mliq , mliq  0.4
 The prototypic geometry of the vessel lower head is taken into account in as
The
influence
ofdepth
melt in
superheat
on (3)
the
fraction
ofless
agglomerated
debris
in reacto
  to variations in enveloping assess- much

manalysis
scale
more
visible
DEFOR-A
tests,
im- of the pool
the
melt
pool
(1.75
m) according
to and
the total
mass
(180
tons)
liq
We also consider formula (3) to assess
sensitive
is predicted mass
fraction
of agglomerated
1 mliq ,how m
tions was
considered.
Apparently, the influence of melt superheat on pre-depo
liq  0.4

The
influence
of
melt
superheat
on
the
fraction
of
agglomerated
debris
in
reactor
acc
ment
of
.
portant
foreventually
the plant.
debris
the fraction of agglomerates is not as big as in the
debris in experimental scale problem and in plant scale analysis
to and
variations
inonenveloping
tions mental
was considered.
Apparently,
the influence
ofthe
melt
superheat
on
pre-deposition
conditions.
The
main
reason
is
that
in
plant
accident
conditions
the
ra
1.1
assessment1.1of α.
Taylor
correlation
Saito correlation
were
debris
and eventually
on and
the
fraction
of agglomerates
is connot
big for
as the
in the
DEFO
length
to jet breakup
length
is considerably
smaller
thanasthat
DEFOR1.0
1.0
mental
conditions.
main
reason
isinthat
the plant
accident
the visible
ratio ofi
sidered
asthe
a The
lower
bound
and
an
bound,
re-conditions
Therefore,
effect
of
increase
theinupper
solidification
length
is much more
25 4  mliq , mliq  0.4 0.9
lengthand
to less
jet breakup
length
is plant.
considerably smaller than that for the DEFOR-A tes
0.9
important
for the
spectively.
Taylor
correlation
that
non-di(3) Therefore,
0.8
 mliq  
(3)
the effect
of increase
in the suggests
solidification
length
is much more visible in DEF
0.8
Taylor
correlation
and
Saito correlation were considered as a lower bound and
mliq  0.4 0.7
and less
important
for the
plant.
0.7
 1 mliq ,
mensional
breakup
length
depends
on the
respectively.jet
Taylor
correlation
suggests
that only
non-dimensional
jet breakup length
0.6
0.6
Taylorthe
correlation
and
Saito correlation were considered
as acorrelation
lower bound
andinto
anac
u
while
Saito
takes
ratio
of
the
densities:
L
D

5.3


,
while
Saito
ratio
of
the
densities:
1.1
m
w
0.5
1.1
respectively. Taylor correlation suggests that non-dimensional jet breakup length depe
DEFOR A7
0.5
A7+sat+Formula(2)
, where
is jet b
ofA9the
jet densities:
at takes
the entrance
L DSaito
 of
2.1the
Fr jet
 m  wtakes
0.4an ag1.0
DEFOR
while
correlation
intoLaccoun
the
ratio
of the
0.4
The
approach was employed to develop1.0
correlation
into
the
L Daccount
to
5.3the mcoolant:
 w ,velocity
A7+sat+Formula(3)
A9+sat+Formula(2)
0.9
----------------------0.3
0.9
0.3
the
diameter
of
the
jet
at
the
entrance
to
the
coolant,

the
density
of
the
melt
A9+sat+Formula(3)
m
at entrance
the entrance
thecoolant:
coolant: L D  2.1 Fr  m  w , , where L is jet break
A7+sub+Formula(2)
glomeration
mode map for accident conditions
ofof theatjetthe
to to
the
0.8
----------------------0.2
0.8
0.2
A7+sub+Formula(3)
A9+sub+Formula(2)
diameter
at the entrance
to the
coolant,
m the of
density of the melt, w th
where Lof isthejetjetbreakup
length,
D the
diameter
a Nordic BWR [4]. Main parameters for the0.7
calcula-the
0.1
0.7
A9+sub+Formula(3)
0.1
 
 
0.6
0.7
0.5
presented
in
0.8tions
0.9are 1.0
1.1
1.2
DEFOR A7
A7+sat+Formula(2)
Water depth (m)
A7+sat+Formula(3)
----------------------A7+sub+Formula(2)
A7+sub+Formula(3)
Fraction of Agglomerates
(-) of Agglomerates (-)
Fraction
Fraction of Agglomerates
(-) of Agglomerates (-)
Fraction
 
 
0.6
Table
we use
0.9
1.3 1.
1.4In addition,
1.5
0.50.8
the
1.0
jet
1.1 at the
1.2
1.1
entrance
the coolant,
m the den1.3
1.4 to 1.5
1.6
(m)  the density of the coolant, Fr
sity
ofWater
thedepth
melt,
following assumptions in the modeling: 0.4
DEFOR
A9 1.0
w
0.4
A9+sat+Formula(2)
a)
b)
0.3
0.9
2
0.3
❚ t he size distribution of the DEFOR-A debris was A9+sat+Formula(3)
= u /gD the Froude number, and u the jet veloc0.2
Fig. 3: Validation against experimental data:
a)----------------------DEFOR-A7;
b) DEFOR-A9.
0.8
0.2
A9+sub+Formula(2)
used in the modeling in order to reduce
ity at
the entrance to the coolant. Taylor correla0.1 the in- A9+sub+Formula(3)
0.1
0.7
The approach was employed
to develop
an agglomeration
mode map
for
accident
conditions
of a length of the
fluence of epistemic
uncertainty
in the modeling
tion0.6
provides
constant
dimensionless
0.9
1.0
1.1
1.2
1.4
1.5
1.6
0.8
0.9
1.0
1.1
1.2
1.4
1.5
Nordic BWR0.7
[4]. Main
parameters
for
the1.3calculations
are 0.8
presented
in 0.5
Table
1.DEFOR
In1.3addition,
we use
A7
Water depth
(m) the plant accident conditions: L/
of melt Water
droplet
jet breakup
for
depth fragmentation;
(m)
A7+sat+Formula(2)
following assumptions in the modeling:
0.4
A7+sat+Formula(3)
a) the realistic geometry of a Nordic D~14.
b)
❚ a
ccording to
correlation predicts jet breakup length
----------------------0.3 Saito
A7+sub+Formula(2)
 The sizeFig.
distribution
of the
DEFOR-A
debris was
used
in the modeling
in order to reduce
3: Validation
against
experimental
data:
a) DEFOR-A7;
b)
DEFOR-A9.
0.2
BWR the distance from the bottom of the reac- L/D~54,
45 A7+sub+Formula(3)
and 32 for the jets reaching the botthe influence of epistemic uncertainty in the modeling of melt droplet
fragmentation;
0.1
The approach
was to
employed
tothe
develop
anreactor
agglomeration
mode
accident
conditions
ofthe
a respectively. The
tor
vessel
to
floor of
cavity was
kept
tomfor
of 7,
9 andthe
12
m deep of
pools
According
the
realistic
geometry
of
a Nordic
BWR
the map
distance
from
bottom
Nordic BWR
[4].
Main
parameters
for
the
calculations
are
presented
in
Table
1. In 0.9
addition,
we
0.7
0.8
1.0
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
reactor vessel to the floor of reactor cavity was kept equal to 13
m. Thus
the
height
of use
the
Water depth (m)
followingmelt
assumptions
the modeling:
jet free fallindecreases
when the depth of the pool is increasing;
Fig.
3: distribution
prototypic
geometry
of DEFOR-A
the vessel debris
lower head
is taken
into
accountininorder
assessment
of
 Figure
The size
of the
was used
in the
modeling
to 3a
reduce
Validationthe
against
melt pool of
depth
(1.75 m)
accordingintothe
themodeling
total mass
of thedroplet
pool (180
tons).
influence
epistemic
uncertainty
of melt
fragmentation;
1.1
1.1
experimental
data:
According
to the
realisticon
geometry
of a of
Nordic
BWR the debris
distance
from the bottom of the
The a)influence
of melt
superheat
the fraction
agglomerated
1.0 in reactor accident condi1.0
DEFOR-A7;
reactor
vessel
to
the
floor
of
reactor
cavity
was
kept
equal
to
13
m.
Thus the height
of the
the
tionsb)was
considered.0.9Apparently, the influence of melt superheat on0.9pre-deposition
state of
DEFOR-A9.
melt
jet
free
fall
decreases
when
the
depth
of
the
pool
is
increasing;
0.8 in the DEFOR-A experidebris and eventually 0.8
on the fraction of agglomerates is not as big as
 conditions.
The prototypic
of the
vessel
lower
is taken
into
in of
assessment
of
0.7 account
mental
The0.7geometry
main reason
is that
in the
planthead
accident
conditions
the ratio
solidification
pool depth
m) accordingsmaller
to the total
of the
pool
(180 tons).
0.6
length tothe
jetmelt
breakup
length(1.75
is considerably
thanmass
that for
the0.6
DEFOR-A
test conditions.
erates (-)
DEFOR A7
0.5
0.5
Therefore,
the of
effect
increase
in
length is muchdebris
more
visible
in DEFOR-A
tests,
The
influence
meltof0.4
superheat
onthe
thesolidification
fraction of agglomerated
in
reactor
accident condiA7+sat+Formula(2)
0.4
A7+sat+Formula(3)
DEFOR A9
and less
for the
plant.
tions
wasimportant
considered.
Apparently,
the
influence
of
melt
superheat
on
pre-deposition
state
of
the
----------------------A9+sat+Formula(2)
0.3
0.3
A7+sub+Formula(2)
A9+sat+Formula(3)
debris
and
eventually
on
the
fraction
of
agglomerates
is
not
as
big
as
in
the
DEFOR-A
experiA7+sub+Formula(3) were considered as a lower bound
----------------------0.2
Taylor correlation and0.2Saito correlation
and an upper bound,
A9+sub+Formula(2)
mental
conditions.
is that
in the
plant accidentjet
conditions
the
ratio
of solidification
0.1main reason
0.1
respectively.
TaylorThe
correlation
suggests
that
non-dimensional
breakup
length
depends
only on
A9+sub+Formula(3)
length to jet breakup length is considerably smaller than that for the DEFOR-A test conditions.
,
while
Saito
correlation
takes
into
account
the
velocity
the ratio of the densities:0.7 L D
0.8  5.3
0.9 1.0
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5

0.9
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
1.6
w
Therefore, the effect of increase in the msolidification
length is much more0.8visible
in 1.0
DEFOR-A
tests,
Water depth (m)
Water depth (m)
,
where
L
is
jet
breakup
length,
D
of
the
jet
at
the
entrance
to
the
coolant:
L
D

2.1
Fr


and less important for the plant.
m
w
Fig. 3b
Fig. 3a
the
diameter
of
the
jet
at
the
entrance
to
the
coolant,

the
density
the melt,
w the
density
of
Taylor correlation and Saito correlation were considered
bound
and an
upper
bound,
m as a lower of
respectively. Taylor correlation
suggests that non-dimensional jet breakup
length
depends
only
on
1.1
13
1.0
account
the velocity
the ratio of the 248
densities:
L D  5.3  m  w , while Saito correlation takes intoENSI
Erfahrungsund Forschungsbericht 2011
12
0.9
No agglomeration
0.7
)
of the jet at the entrance
to the coolant: L D  2.1 Fr  m  w , where L is jet breakup length, D
0.8
11
Fra
0.2
0.1
0.8
A9+sat+Formula(3)
----------------------A9+sub+Formula(2)
A9+sub+Formula(3)
0.9
1.0
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
1.6
Water depth (m)
Fig. 3b
difference between jet lengths calculated accord-
12
12 m pool. On the other hand, the distance be-
the plant accident conditions is about 1.5–2.0 m
(Figure 4). It becomes obvious that epistemic uncertainty in jet breakup length is dominating. The
main implication of the present results is that melt
superheat has less significant contribution to the
uncertainty in the debris agglomeration than jet
breakup length. Liquid droplets, once formed, so-
Water pool depth (m)
tween the leading edge of the jet and the depth
at which agglomeration becomes negligible, for
No agglomeration
11
10
Cake
9
8
Maggl= 5%
7
Maggl= 20%
6
Maggl= 10%
Cake
100
150
200
the leading edge of the melt jet and the top of
Pool parameters
the debris bed. Results of the plant accident anal-
Diameter, m
ysis obtained with Saito correlation are summa-
Depth, m
rized in the form of the agglomeration mode map
Initial pressure, bar
in Figure 4.
Water temperature, K
melt release, when the molten corium is released
over a long time (hours). The DECOSIM code was
employed to address formation of a debris bed
from gradually release corium particles in an initially subcooled water pool [5]. Clarification of
the overall effect of pool subcooling on particle
300
350
400
Fig. 4
expected if there is more than 2 meters between
cident scenarios to be considered is the gradual
250
Jet diameter (mm)
lidify quite fast. No significant agglomeration is
For the Nordic BWR design, one of the severe ac-
Figure 4:
Agglomeration
mode map.
13
ing to these correlations is about 6 m in case of
Table 1:
Plant accident
conditions.
Value
9
7–12
1
373
Melt parameters
Composition
Eutectic corium
Total mass, t
180
Initial temperature, K
3000–3200
Initial met superheat, K
200–400
Jet diameter, mm
50–300
Jet release height, m
1–6
spreading efficiency is the primary focus of the
work. Debris bed formation in DECOSIM simulations is governed by two mechanisms, name-
the Reed model using the Sauter mean diam-
ly, by particle avalanching and by lateral spread-
eter of the spheres [6]. For a bed packed with
ing of particles by the convective flows. While in
through-hole spheres or cylindrical particles, the
a saturated pool the latter mechanism plays the
effective particle diameter fitting to the friction
pre-dominant role (at least for particle sizes below
law is comparable with the product of Sauter
5 mm), both mechanisms can contribute to parti-
mean diameter and shape factor of the particles
cle spreading in a subcooled water pool.
in each bed [7].
The experiment performed on the POMECO-HT
3. Progress in POMECO Activity
facility revealed that under the top-flooding con-
The objective of the POMECO study is to assess the
dition the dryout heat flux of a particulate bed
coolability of a debris bed formed in fuel coolant
packed with multi-sized particles could be predict-
interactions (FCI) during a postulated severe acci-
ed by the Reed model, given the effective par-
dent of LWRs, where the debris particles have the
ticle diameter from the POMECO-FL experiment
features of being multi-sized and irregular.
[7–10]. The effect of natural circulation on coola-
Two test facilities, dubbed POMECO-FL and PO-
bility was investigated by adding a downcomer
MECO-HT, were employed to determine the fric-
which connects the bottom of the bed to the wa-
tion laws and the dryout heat fluxes of particulate
ter pool atop. Two downcomers with the diame-
beds packed with multi-sized and irregular par-
ter of 8 mm and 12 mm internal diameter were
ticles, respectively. For a particulate bed packed
employed in the POMECO-HT facility separately.
with multi-diameter spheres, the POMECO-FL
Compared with the pure top-flooding case, the
data show that the frictional pressure drop of
dryout heat fluxes were enhanced significantly
two-phase flow in the bed can be predicted by
by the downcomers [9]. The effect of debris ag-
249
(5.a) cylindrical
(6.a) cylindrical bed
Figure 5:
Configurations of an
ex-vessel debris bed.
Figure 6:
Temperature profiles of
the various debris beds
as shown in Fig. 5.
2
(5.b) heap-like
(5.c) stratified
(6.b) heap-like bed
(6.c) stratified bed
glomeration and cake formation on debris coola-
was assumed to be 256 000 kg, and assumed to
bility was studied by embedding a cake-simulant
be well fragmented in the water pool.
in a particulate bed [10]. The cake-simulant was
Based on the existing knowledge on debris beds,
formed by a fine-particle (<0.5 mm) layer sur-
the effective particle diameter and the porosity of
rounded from the top and the bottom by an aluminum foil. The thickness of the cake was 30 mm
the ex-vessel debris beds were
2 assumed as 1 mm
and 0.45, respectively. If the pressure in the con-
with the cross-sectional area of 160 × 160 mm2.
tainment is 1 bar and the water in the cavity is as-
The dryout heat flux was significantly decreased
sumed to be saturated, the dryout power density
for the case with the cake-simulant [10].
of top-flooding such bed is 910 kW/m3 predicated
The MEWA code was employed to calculate the
by the MEWA code. Since the decay heat is with-
experiments performed on the POMECO-HT facili-
in the range of 0.5~1 % the thermal power of the
ty, with the objective to interpret the experimental
reactor, which is 375~750 kW/m3 in term of the
data and validate the code. The dryout heat fluxes
debris bed volume, the debris bed is coolable by
measured in the POMECO-HT tests were predict2
ed by the code with differences within an accept-
only top-flooding (i.e., the debris particles evenly
able range (< 5 %), for the bed with a downcomer
a bed with one-dimensional counter-current flow
and the bed with a simulant cake as well as top-
in it). The coolability margin is getting smaller for
flooding beds [11].
the higher decay case.
The MEWA code was then applied to coolability
What if other configurations of the debris beds are
assessment for ex-vessel debris beds related to se-
formed to allow multi-dimensional flow? A few of
vere accident scenarios of a boiling water reactor
representative beds are as shown in Figure 5. Fig-
[11]. The characteristics of a prototypical debris
ure 5a represents a scenario where the debris does
bed, such as multidimensionality and higher po-
not occupy the entire floor of the cavity, leading
rosity were emphasized in the study. The analysis
to an annular gap between the bed and the cav-
is performed for an ex-vessel debris bed formed in
ity wall. In this case, the dryout power density is
the reactor cavity flooded with water. The rector
956 kW/m3, which is about 9 % higher than that
has the thermal power of 3900 MW and the cav-
of the top-flooding bed, due to water supply from
ity diameter of 12 meters (cf. Figure 5). The mass
the annular to the bottom of the bed. The gain in
of the corium melt ejected to the reactor cavity
coolability appears marginal since the large diame-
250
spread over the entire floor of the cavity, to form
ter of the bed prevents the side coolant from flow-
performed for 1D debris bed coolability [12]. Cali-
ing into the center of the bed. For the bed with a
brated «classical» model has been proposed based
heap-like shape (cone) as shown in Figure 5b, the
on the optimization with regards to available ex-
dryout power density is 535 kW/m3. Surprisingly,
perimental data. Comprehensive sensitivity analy-
instead of increase in dryout power density, it de-
sis suggests that up to 70 % of the uncertainty in
creases by 41 %, compared with the value of the
the debris bed coolability is due to the uncertainty
top-flooding bed (910 kW/m3). This is because the
in the particle size distribution.
heap-like bed has the height of around three times
the top-flooding bed, given the same mass of the
4. Progress in SERA Activity
debris. The special geometry results in a high void
The SERA study was focused on physical mecha-
zone near the tip of the cone, where dryout oc-
nisms and material effects on triggerability and en-
curs first. Notably, due to the high rate of steam
ergetics of single droplet steam explosion.
flow through the tip, the dryout zone and its temperature do not vary rapidly with increasing power
load. In other words, the steam flow plays a role
Figure 7:
Debris size distribution of
eutectic and non-eutectic
WO3-CaO melt droplets,
with a 100 °C superheat,
which underwent a steam
explosion.
in coolability. An axially stratified debris bed with
a fine-particle layer settle atop a larger-size particle
layer is considered (see Figure 5c). The coolability
of such bed is determined by the top layer in topflooding scheme, since the capillary force across
the interface of the two layers prevents coolant
from reaching the lower layer. Such a barrier, however, can be alleviated if coolant is supplied from
the bottom through the annular gap as shown in
Figure 5c where it is assumed that a 200-mm-thick
layer with 0.5-mm-diameter particles sits atop a
474-mm-thick layer with 1-mm-diameter particles. The porosity is 0.45 for both layers. The dryout power density is calculated to be 356 kW/m3,
The MISTEE experiment [13] using WO3-CaO mix-
which is 63 % higher than the values (218 kW/m3)
ture as corium simulant provided data on the pro-
of the top-flooding bed packed with the 0.5-mm-
cesses in which the eutectic and non-eutectic com-
diameter particles. The dryout positions for the
positions affect steam explosion energetics of a sin-
three beds can be seen in Figure 6. The co-current
gle droplet. At lower superheat (100 °C) a notice-
two-phase flow in the multi-dimensional beds rais-
able differences in preconditioning and conversion
es the vulnerable location of dryout upward.
ratio between the eutectic and non-eutectic melts
Extensive sensitivity-uncertainty analysis has been
were observed. Such observations can be rational-
Figure 8:
Morphology of the
fragmented debris.
3
251
ized by considering the phase change of a non-eu-
of the MSWI project was accomplished in 2011,
tectic melt droplet. If the droplet superheat is high
and significant progress was made and important
enough the material will be kept in liquid phase
findings were obtained during the period 2009–
during the interaction for both melt compositions.
2011 (also see the Annual Reports [17–18] for the
In the case of low superheat, the melt tempera-
years 2009 and 2010).
ture may fall between the liquidus and solidus line
In summary, substantial progress has been
for the non-eutectic one, and bring the melt into
achieved in the project to help quantify severe ac-
a mushy state. Once in this regime, the droplet is
cident risks in light water reactors (LWRs). The IN-
resilient to deformation and fragmentation. Corre-
COSAM study developed the capability of cou-
spondingly, the non-eutectic WO3-CaO melt drop-
pled thermo-mechanical creep analysis for the
let results in a mild steam explosion energetics.
lower head of a BWR with penetrations (instru-
The solidification difference between the eutectic
mentation guide tubes), so as to quantify the ves-
and non-eutectic compositions can be further ex-
sel modes timing, and melt discharge (jet size, melt
plored from the morphology of the debris particles
mass and melt compositions and superheat). The
collected in the MISTEE experiment, obtained by
DEFOR study gained the size distribution and mor-
means of sieving and physical and chemical analy-
phology of debris particles formed from melt cool-
sis of Scanning Electron Microscopy (SEM). The de-
ant interactions, influenced by water subcooling.
bris size distribution is presented in Figure 7. Gen-
The DEFOR study also obtained the dependency
erally speaking, eutectic WO3-CaO melt produced
of mass fraction of agglomerated debris on water
mostly fine fragments (38–150 μm), while the
pool depth, which was used to develop and vali-
non-eutectic produced mostly larger ones (300–
date a conservative-mechanistic approach to pre-
1700 μm); thus, indicating different fragmenta-
dict the debris agglomeration by using the VA-
tion rates between the materials. The morphology
PEX FCI code. The DECOSIM code is further devel-
of debris may help understand the solidification
oped and applied for investigation of feedbacks
characteristics of droplets, as shown in Figure 8.
and self-organization processes in the debris bed
With the purpose to understand the precondition-
formation and coolability, and self-spreading of
ing of the single droplet steam explosion and its
the bed in a gradual melt release mode. The PO-
influential factors, a study [14] is performed to
MECO study provided an approach to determine
simulate the deformation of droplets by using the
friction laws and dryout heat fluxes of particulate
commercial CFD code ANSYS FLUENT through the
beds packed with multi-sized and irregular parti-
Volume of Fluid (VOF) method. The preliminary re-
cles. The MISTEE experiment in the SERA study by
sults of separate-effect calculations demonstrate
using corium simulant (WO3-CaO) provides data
the importance of droplet velocity and melt prop-
on the processes that the eutectic and non-eutec-
erties to the pre-conditioning of a droplet.
tic binary mixture affects the steam explosion energetics, and it reveals noticeable differences only
at lower superheat.
As we enter 2012, the goal of the MSWI project
at KTH remains to help resolve the issues of ex-
The activities in the MSWI Project at Royal Institute
vessel debris coolability and steam explosion, and
of Technology (KTH) are jointly supported by APRI
the topics with high uncertainties will be chosen
(consortium of the Swedish Nuclear Authority SSM
as the research focus. These include (i) initial and
and Swedish nuclear power companies), ENSI, Eu-
boundary conditions of the corium melt for ex-ves-
ropean Union (SARNET2 Project) and NKS (Nordic
sel phase; (ii) further validation of simulation tools
Nuclear Safety Research).
for debris formation; (iii) effect of debris bed inhomogeneity and multidimensionality on coolabili-
Assessment 2011
ty; (iv) material (corium/simulant) effects on steam
explosion; and (v) development and maturing of
methodologies/tools for steam explosion risk assessment. The compass for the MSWI research is
The three-year research task entitled «Towards
still excellence, manifested in basic understanding
risk-informed severe accident issues resolution»
of risk-important phenomena. However, the de-
252
terministic safety analysis alone could not resolve
[4]P. Kudinov and M. Davydov, Prediction of mass
the issues of ex-vessel coolability and steam ex-
fraction of agglomerated debris in a LWR se-
plosion, since it does not systematically consider
vere accident, Proc. of NURETH-14, Toronto,
the influence of severe accident scenarios. To ac-
count for all possible accident scenarios, probabi-
[5]S. Yakush and P. Kudinov, Effects of water
listic safety analysis has to be brought into the pic-
pool subcooling on the debris bed spreading
ture together with the ongoing emphasis on de-
by coolant flow, Proc. of 2011 Internation-
terministic principles (the key physics of phenom-
al Congress on Advances in Nuclear Power
ena). Thus, development of an efficient approach
Plants (ICAPP 2011), Nice, France, May 2–5,
to combine deterministic/probabilistic safety anal-
2011.
ysis is the key to resolve the severe accident issues.
[6]L.X. Li and W.M. Ma, Experimental charac-
The Risk Oriented Accident Analysis Methodology
terization of effective particle diameter of a
(ROAAM) is the best framework we can get for this
packed bed with multi-diameter spheres, Nu-
purpose, including the treatments of aleatory (ac-
clear Engineering and Design, vol. 241, pp.
cident scenario) and epistemic (physical phenom-
1736–1745, 2011.
enon) uncertainties. Accordingly, the next phase
[7]L.X. Li and W.M. Ma, An experimental study
(2012–2016) of the MSWI project will be focused
on the effective particle diameter of a packed
to development of «Risk-oriented framework for
bed with non-spherical particles, Transport in
safety analysis of severe accident issues in Nordic
Porous Media, vol. 89, pp. 35–48, 2011.
BWRs». The research activities in the new phase
[8]L.X. Li and W.M. Ma, Experimental investiga-
are divided into four sub-tasks, tightly intercon-
tions on friction laws and dryout heat flux of
nected with each other: (1) risk evaluation and
particulate bed packed with multi-size spheres
synthesis (RES); (2) melt ejection mode (MEM); (3)
or irregular particles, Proc. of ICONE19, Chi-
debris coolability map (DECO); and (4) steam ex-
ba, Japan, May 16–19, 2011.
plosion impact map (SEIM). Guidelines for experi-
[9]L.X. Li, S. Thakre and W.M. Ma, An experi-
mental and analytical activities in the MEM, DECO
mental study on two-phase flow and coola-
and SEIM sub-tasks as well as integration of de-
bility of particulate beds packed with multi-
veloped methods and produced data in ROAAM
size particles, Proc. of NURETH-14, Toronto,
frameworks will be provided in RES (risk evalua-
Canada, September 25–29, 2011.
tion and synthesis).
[10]L.X. Li, A. Karbojian, P. Kudinov and W.M. Ma,
An experimental study on dryout heat flux of
Publications
particulate beds packed with irregular particles, Proc. of ICAPP2011, Nice, France, May
2–5, 2011.
[1]W. Villanueva, C.T. Tran and P. Kudinov, As-
[11]W.M. Ma, Prediction of dryout heat flux of
sessment with coupled thermo-mechanical
volumetrically heated particulate beds packed
creep analysis of combined CRGT and exter-
with multi-size particles, Proc. NURETH-14,
nal vessel cooling efficiency for a BWR, Proc.
NURETH-14, Toronto, Canada, Sept. 25–29,
2011.
[2]W. Villanueva, C.T. Tran and P. Kudinov, A
Computational study on instrumentation
Toronto, Canada, September 25–29, 2011.
[12]S. Yakush, P. Kudinov and N.T. Lubchenko,
Sensitivity and uncertainty analysis of debris
bed coolability, Proc. of NURETH-14, Toronto,
guide tube failure during a severe accident in
[13]R.C. Hansson, L.T. Manickam and T.N. Dinh,
boiling water reactors, Proc. of NURETH-14,
The effect of binary oxide materials on a sin-
Toronto, Ontario, Canada, September 25–29,
gle droplet vapor explosion triggering, Proc.
2011.
NURETH-14, Toronto, Canada, September
[3]C.T. Tran and P. Kudinov, Local heat trans-
25–29, 2011.
fer from the corium melt pool to the boil-
[14]S. Thakre, L.X. Li and W.M. Ma, A numerical
ing water reactor pressure vessel wall, Proc.
analysis on the hydrodynamics of heavy mol-
of NURETH-14, Toronto, Canada, September
ten droplets in a water pool, Proceedings of
25–29, 2011.
ICAPP 2011, Nice, France, May 2–5, 2011.
253
[15]Proceding of the 32th Review Meeting for
[17]W.M. Ma, P. Kudinov, A. Karbojian, C.T. Tran,
Project «Melt-Structure-Water Interactions in
R.C. Hansson, L.X. Li, F. Cadinu, Melt-struc-
a Severe Accident» (MSWI-32), KTH, Stock-
ture-water interactions during postulated se-
holm, Sweden, June 15, 2011, 118 p.
vere accidents in LWRs, ENSI Research and Ex-
[16]Proceeding of the
33rd
Review Meeting for
perience Report, 2009.
Project «Melt-Structure-Water Interactions in
[18]W.M. Ma, P. Kudinov, A. Karbojian, R.C. Hans-
a Severe Accident» (MSWI-33), KTH, Stock-
son, L.X. Li, W. Villanueva, F. Cadinu, L. Man-
holm, Sweden, December 15, 2011, 138 p.
ickam, Melt-structure-water interactions during postulated severe accidents in LWRs, ENSI
Research and Experience Report, 2010.
254
Zusammenarbeit in der generischen
Strahlenschutzforschung
Autor und KoautorenS. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg,
I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler
Beauftragte Institution
Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen
Adresse
5232 Villigen PSI
Telefon, E-Mail, Internetadresse +41 (0)56 310 2338, [email protected], www.psi.ch
Dauer des Projekts 1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012
ZUSAMMENFASSUNG
ter Prototyp einer gammaspektrometrischen
Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Pro-
Messstation mit einem Natrium-Iodid-Detek-
jekts «Zusammenarbeit in der generischen
tor wurde im Messfeld PSI-OASE in Betrieb ge-
Strahlenschutzforschung» verschiedene Pro-
nommen.
jekte bearbeitet, die Weiterentwicklungen auf
Experten der Sektion Messwesen wirkten wei-
dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech-
terhin aktiv in verschiedenen internationalen
nik und Radioanalytik darstellen:
Arbeitsgruppen der Technischen Kommission
Thema der Doktorarbeit an der Sektion Mess-
85 der Internationalen Standardorganisation
wesen ist die Entwicklung eines Modells zur
ISO sowie in EURADOS («European Radiation
atmosphärischen Ausbreitung von Radionuk-
Dosimetry Group») mit. Dabei wurde an we-
liden, welches Topographie und Gebäude des
sentlichen Revisionen der Normenwerke, an
PSI berücksichtigen sowie turbulente Strömun-
der Erschaffung neuer Normen sowie an der
gen mit hoher Auflösung berechnen soll. Nach
Erstellung von internationalen Berichten ge-
grundlegendem Wechsel zu besser geeigne-
arbeitet.
ten Rechencodes und dem Einsatz vereinfach-
Die Radioanalytik nahm im Berichtsjahr wiede-
ter Modelle der PSI-Topographie konnten sig-
rum an verschiedenen nationalen und interna-
nifikante Fortschritte in der Simulation erzielt
tionalen Ringvergleichen teil (BfS-Berlin, PRO-
werden.
CORAD-Paris, IAEA-Wien, IRA-Lausanne), wo-
Zum Vergleich mit den im Rahmen der Disser-
bei alle Messresultate innerhalb der Toleranz-
tation erstellten Modellrechnungen sind Mes-
intervalle lagen.
sungen der Aktivitätskonzentration von durch
In der Radioanalytik wurde ein neues LS-Spek-
das PSI kontinuierlich abgegebenen gasför-
trometer mit TDCR-Elektronik kalibriert, mit
migen Positronenstrahlern geplant. Ein ers-
dem auch Absolutmessungen möglich sind.
255
Projektziele
Durchgeführte Arbeiten
und erreichte Ergebnisse
Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit
den für 2011 folgende Projektziele mit dem ENSI
(11/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf
dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung
vereinbart:
Im Rahmen der Doktorarbeit wird ein hochauf-
in der generischen Strahlenschutzforschung wur-
gelöstes Modell zur atmosphärischen Ausbrei-
(11/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf
dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung
tung von Radionukliden entwickelt. Zunächst sollte ein geeignetes Simulationsprogramm gefunden
werden, daher wurden im Jahr 2010 verschiede-
(11/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit (Begleitung)
ne Computermodelle verglichen. Anfang 2011
fiel die Wahl auf das Modell EULAG, welches nun
für die Doktorarbeit verwendet wird. EULAG kann
(11/3) Fachbegleitung der D oktorarbeit
(Aufbereitung Daten im geografischen Informationssystem, Konstruktion und Tests
Messstationen, Wartung und Datenaufbereitung Messstationen)
geophysikalische Strömungen mit hoher Auflösung unter Berücksichtigung komplexer Geometrien berechnen, ausserdem sind thermodynamische Prozesse bereits standardmässig implementiert. Mitte des Jahres wurde die Arbeit im 2. PhDInterview dem PhD-Kommitee vorgestellt und von
(11/4) Bestimmung von Aerosolverlusten in
komplexen Leitungssystemen
diesem positiv bewertet.
Zu Beginn wurde mit einem seriellen EULAG-Code
gerechnet, der auf jedem Standard-PC verwendet
(11/5) Mitarbeit bei der internationalen
Normung in Strahlenmesstechnik
werden kann. Dieser Code ist geeignet für einfache Tests, stösst aber bei aufwendigeren Simulationen aufgrund der hohen Rechenzeit an seine
(11/6) Teilnahme der Radioanalytik an internationalen Vergleichsmessungen (Gammaund Alpha-Spektrometrie, Tritium, Strontium, usw.)
Grenzen. Es erfolgte daher ein Umstieg auf den
parallelen EULAG-Code, der auf Hochleistungsrechnern verwendet werden kann. Nach Beseitigung der technischen Hindernisse sind EULAG-Simulationen nun auf den Supercomputern CSCS
(11/7) Kalibrierung des neuen LS-Spektrometers Hidex 300 SL mit der Triple/DoubleKoinzidenz-Messtechnik
und DKRZ möglich.
In der zweiten Hälfte des Jahres wurde der Wechsel auf eine aktualisierte EULAG-Version vorgenommen. Neben grundsätzlichen Verbesserungen
(11/8) Aufarbeitung und Dokumentation der
Studien in n-Dosimetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-Detektoren
im Programmcode können die Daten nun während des Laufs im Dateiformat NetCDF herausgeschrieben werden. Im Gegensatz hierzu musste bei Verwendung der alten Version ein weiterer
(11/9) Mitarbeit in EURADOS-Programmen
mit direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in der Schweiz
serieller Analyselauf durchgeführt werden, der bei
grossen Datenmengen zeitintensiv war und ab einer gewissen Datengrösse unmöglich wird. Insofern war der Wechsel trotz des zusätzlichen Zeit-
(11/10) Ad-hoc-Probleme des ENSI nach
Absprache mit dem Projektleiter
aufwandes sinnvoll. Der neue Code wurde dahingehend ergänzt, dass statistische Variablen, die für
eine Analyse der Simulationsergebnisse notwendig sind, berechnet werden können. Zu den wichtigsten Variablen zählen neben der turbulenten kinetischen Energie der turbulente Wärmefluss und
der turbulente Impulsfluss.
Gegen Ende des Jahres wurde ein vereinfachter
Aufbau des PSI erstellt (Fig. 1 links), mit dem Simu-
256
Figur 1: Dargestellt sind eine vereinfachte Geometrie des PSI mit Gebäude und Aare (links) sowie ein Ausschnitt des PSI, der für weitere
Simulationen verwendet wird (rechts).
lationen für unterschiedliche Schichtungsstabilitä10
ten durchgeführt werden. Ebenfalls simuliert wird
Radon-Zerfallsprodukte
die Ausbreitung von masselosen Teilchen, welche
dem Wind zunächst als passiver Tracer übergesche Auswertung der Ergebnisse, bevor in einem
weiteren Schritt die reale PSI-Topographie (Fig. 1
rechts) eingelesen wird. Die Ergebnisse der Analy-
Zählrate [IPS]
ben werden. Es erfolgt eine statistisch-physikali-
Annihilation
1
se dienen somit als Grundlage für weitere Simu-
40
K
0.1
0.01
Positronenstrahler
lationen, da mit erhöhter Komplexität mögliche
Radon-Zerfallsprodukte
Fehlerquellen schwieriger zu analysieren sind. Mit
0
2012 zu rechnen.
1000
1500
2000
der drei gezeigten Spektren lässt sich das im Bo40K
identi-
fizieren. Dessen Photonen-Emission bei 1460 keV
90
6
85
Datum [UTC]
Figur 3: Zeitlicher Verlauf des modifizierten MMGC-Verhältnisses und der
Ortsdosisleistung im Messfeld PSI-OASE.
257
SDI-Ortsdosisleistung [nSv/h]
95
7
21. Sep 00:00
ler auf das Messergebnis. Als gemeinsamer Faktor
8
20. Sep 18:00
gen den Einfluss verschiedener Photonen-Strah-
100
20. Sep 12:00
wurde im Messfeld PSI-OASE in Betrieb genommen. Die in Figur 2 dargestellten Spektren zei-
105
20. Sep 06:00
einem 3 × 3-Zoll-Natrium-Iodid-(NaI/Tl)Detektor
110
9
20. Sep 00:00
ner gammaspektrometrischen Messstation mit
115
10
19. Sep 18:00
sitronenstrahlern geplant. Ein erster Prototyp ei-
120
RadonZerfallsprodukte
11
19. Sep 12:00
PSI kontinuierlich abgegebenen gasförmigen Po-
12
125
MMGC
ODL
Positronenstrahler
13
19. Sep 06:00
gen der Aktivitätskonzentration von durch das
14
19. Sep 00:00
tion erstellten Modellrechnungen sind Messun-
Figur 2: Photonen-Spektren der Prototyp-Messstation bei verschiedenen
Wetterbedingungen.
modifiziertes MMGC-Verhältnis
Zum Vergleich mit den im Rahmen der Disserta-
500
Energie [keV]
(11/3) Fachbegleitung der Doktorarbeit
(Aufbereitung Daten im geografischen
Informationssystem, Konstruktion und
Tests Messstationen, Wartung und
Datenaufbereitung Messstationen)
den befindliche natürliche Radionuklid
Untergrund
0.001
den ersten Resultaten der Auswertung ist Anfang
me über die Produkte zwischen Energie und Zählrate der Kanäle des Spektrums ein Mass für die
Volumengrössenverteilung
3
L1
L3
P1
S1
S3
2
Ortsdosisleistung. Figur 3 zeigt den zeitlichen Ver-
L2
L4
P2
S2
S4
lauf der so berechneten Ortsdosisleistung, wobei der Kalibrierfaktor zwischen Ortsdosisleistung
und SDI durch einen Vergleich mit der am gleichen
Standort betriebenen NADAM-Sonde abgeleitet
wurde. Im betrachteten Zeitintervall sind verschie-
1
dene Erhöhungen der Ortsdosisleistungen erkennbar. Eine weitere Kenngrösse, das MMGC (Man
Made Gross Counts)-Verhältnis, bildet den Quoti-
0
0.1
1
10
100
1000
10000
Aerodynamischer Äquivalentdurchmesser [μm]
enten der Zählraten niederenergetischer Photonen
(Energie kleiner 550 keV) und höherenergetischer
Photonen (Energie grösser 550 keV). Das MMGC-
4
Verhältnis bleibt für eine Erhöhung der Ortsdosisleistung durch Radonzerfallsprodukte konstant,
während es für einen Anstieg durch 511 keV-Photonen der Annihilationsstrahlung ebenfalls zu-
120
nimmt (Fig. 3). So kann eine Erhöhung der Orts-
Penetration [%]
100
dosisleistung klar der jeweiligen Quelle zugeordnet werden.
80
(11/4) Bestimmung von Aerosolverlusten in
komplexen Leitungssystemen
60
40
Die Penetration von Aerosolpartikeln durch den
Testaufbau des neuen Probenahmesystems des
20
Hochkamins PSI-Ost wurde durch zwei auf die
0
S1
L1
SP1
LP1
S2
L2
S3
L3
S4
L4
Prüfaerosol
Prüfung von Probenahmesystemen in Kernanlagen spezialisierte Firmen geprüft. Hierbei wurden
polydisperse Prüfaerosole im Durchmesserbereich
5
zwischen 0.3 µm und 3000 µm (Fig. 4) verwendet.
Figur 4:
Grössenverteilungen
der verwendeten
Prüfaerosole.
Figur 5:
Gemessene Penetrationen
der verwendeten
Prüfaerosole.
Eine Analyse der Messergebnisse zeigt eine gute
Übereinstimmung zwischen den beiden Prüfern
wird dazu verwendet, durch Temperaturschwan-
(Fig. 5). Sowohl für kleine Partikel (Prüfaerosole L1,
kungen verursachte Änderungen der Energieka-
S1) als auch für grosse Partikel (Prüfaerosole L3,
librierung zu kompensieren. Durch Niederschlä-
S3, L4, S4) wurden Penetrationen von der Probe-
ge werden in der Atmosphäre stets vorhandene
nahmesonde zum Filter des Aerosolmonitors grös-
Radon-Zerfallsprodukte ausgewaschen und auf
ser 80 % gemessen. Lediglich die Prüfaerosole im
dem Boden (und auch auf der Messstation) de-
Durchmesserbereich von 3 µm bis 30 µm weisen
poniert. Die Photonen-Emissionen der verschie-
geringere Penetrationen auf.
denen Radonzerfallsprodukte liegen über das ge-
Durch eine Modellrechung der Abscheidung mit
samte Spektrum verteilt vor (blaue Kurve in Fig. 2).
Hilfe des Programms DEPO2001 (AT&T Universi-
Die von der zentralen Fortluft PSI-West emittierten
ty, USA) kann eine Penetrationskurve (Fig. 6) des
gasförmigen Positronenstrahler können im Spekt-
Probenahmesystems vorhergesagt werden. Durch
rum durch die Annihilationsstrahlung bei 511 keV
Faltung dieser Penetrationskurve mit der Grössen-
identifiziert werden.
verteilung des Prüfaerosols kann weitergehend
Für eine automatische Auswertung der Spektren
ein Modellwert für die Penetration des jeweiligen
werden zwei Kenngrössen definiert, welche ähn-
Prüfaerosols berechnet werden (Fig. 7). Die mo-
lich seit langem für die Auswertung von aerora-
dellierte Penetration stimmt weitgehend mit den
diometrischen Spektren verwendet werden. Der
Messwerten für die Prüfaerosole L1, S1, L2 und
Spectrum Dose Index (SDI) bestimmt aus der Sum-
S2 überein.
258
Eine Kalibrierung von Durchflussmessern auf unterschiedliche Referenzbedingungen lässt eine
1
Überschätzung der Penetration um sieben Pro-
0.9
0.8
ten. Die mittlere Abweichung zu den Modellwer-
0.7
ten beträgt 8 %.
0.6
Penetration
zent durch die Messungen beider Prüfer erwar-
Die Penetration der durch das PSI zur Verfügung
gestellten Prüfaerosole LP1 und SP1 liegt deutlich
0.5
0.4
unter den erwarteten Werten. Dies legt die Hypo-
0.3
these einer zusätzlichen Abscheidung durch elek-
0.2
trostatische Kräfte nahe, auch weil keiner der bei-
0.1
den Prüfer, bedingt durch die verwendete Prüfme-
0
0.1
thode, Massnahmen zur Neutralisation der Aero-
1
10
100
1000
10000
Aerodynamischer Äquivalentdurchmesser [μm]
solpartikel anwendete.
Das in DEPO2001 verwendete Modell geht von
6
«klebrigen» Partikeln aus. Eine Resuspension einmal abgelagerter Partikel wird nicht berücksichtigt. Die Messergebnisse für die Prüfaerosole mit
100%
grossen Partikeldurchmessern (L3, S3, L4 und S4),
für welche durch das Modell eine verschwinden-
80%
(11/5) Mitarbeit bei der internationalen
Normung in Strahlenmesstechnik
Penetration
de Penetration vorhergesagt wird, zeigen deutlich
den Resuspensionseffekt auf.
der ISO-Arbeitsgruppe 14 «Air Monitoring and
40%
0%
Control» des ISO TC85/SC2 die Raumluftüber-
S1
wachung am Arbeitsplatz sowie die Raum- und
Herstellung von Radionukliden zur Positronen-
60%
20%
Als «Preliminary work items» (PWI) wurde in
Fortluftüberwachung von Beschleunigern zur
Modell
Messwert
L1
LP1
SP1
L2
S2
L3
L4
S4
7
Figur 6:
Mit dem Modell
DEPO2001 berechnete
Penetrationskurve.
Emissionstomographie (PET) in die Agenda der
Arbeitsgruppe aufgenommen. Die Haltung zum
letztgenannten Normungsprojekt wird eng mit
len «Evaluation of surface contamination: Part 1:
dem Bundesamt für Gesundheit (BAG) abgespro-
Beta-emitters (maximum beta energy greater than
chen.
0,15 MeV) and alpha-emitters», «Evaluation of
Der Entwurf der Neufassung von ANSI N13.56 so-
surface contamination: Part 2: «Tritium surface
wie Elemente aus der Norm ISO 2889 bilden die
contamination» und «Evaluation of surface con-
Grundlage der neu zu erstellenden ISO-Normen.
tamination – Part 3: Isomeric transition and elec-
Für beide Normentwürfe hat das PSI in Zusam-
tron capture emitters, low energy beta-emitters
menarbeit mit der Universität Hannover (Deutsch-
(Emax < 0,15 MeV)» zusammengesetzten Stan-
land) Beispiele zur Unsicherheitsabschätzung ge-
dards ISO 7503 ist unter der Führung des ISO-Se-
mäss Norm ISO 11929 erstellt, welche als infor-
kretariats einem Revisionsplan unterworfen wor-
mativer Anhang den Normen beigefügt werden.
den. Mit Einverständnis des ISO-Sekretariats sollen
Es ist geplant, dass die beiden Normentwürfe Ende
die drei Teile unter den neuen Titeln Part 1: «Practi-
Dezember dem ISO-Sekretariat zur Verfügung ge-
cal Surface Contamination Monitoring», Part 2:
stellt werden. Anfang 2012 werden beide New
«Indirect evaluation of surface contamination»
Work Item Proposals (NWIP) zur internationalen
und Part 3: «Calibration of instruments for sur-
Abstimmung gestellt.
face contamination evaluation» gemeinsam edi-
Die innerhalb der Arbeitsgruppe 17 des ISO TC85/
tiert und den entsprechenden Länderabstimmun-
SC2 stattfindende Revision des aus den drei Tei-
gen unterworfen werden.
S3
Prüfaerosol
259
Figur 7:
Vergleich zwischen
modellierten
und gemessenen
Penetrationen der
Prüfaerosole.
Tabelle 1 (oben):
Aktiniden in Stuhlasche:
PSI-Resultate und
Vergleich mit den
Labor-Mittelwerten
(L.M.). Die Aktivitäten
beziehen sich auf die
gesamte Probe von 2.5 g
(Messunsicherheiten 2).
Tabelle 2 (unten):
Aktiniden in Stuhlasche:
Referenzwerte
und Vergleich PSI/
Referenzwerte. Die
Aktivitäten beziehen sich auf die gesamte Probe von 2.5 g
(Messunsicherheiten 2).
Probe
234U
[mBq]
PSI /
L.M.
238U
[mBq]
PSI /
L.M.
238Pu
[mBq]
PSI /
L.M.
A
17 + 2
0.98
15 + 2
1.02
150 + 15
0.99
B
19 + 2
1.08
15 + 2
1.00
<1
Probe
238Pu
[mBq]
PSI /
Referenzwert
A
158 + 7
0.94
B
<1
241Am
[mBq]
241Am
[mBq]
(11/6) Teilnahme der Radioanalytik an
internationalen Vergleichsmessungen
(Gamma- und Alpha-Spektrometrie,
Tritium, Strontium, usw.)
244Cm
[mBq]
0.91
18 + 3
<1
PSI /
L.M.
<1
53 + 6
PSI /
Referenzwert
244Cm
[mBq]
0.95
19 + 1
<1
56 + 2
PSI /
L.M.
0.99
PSI /
Referenzwert
<1
Wasser 2011, IAEA, Wien (234U,
Gamma-Strahler und
sanne (40K,
90Sr
137Cs, 90Sr)
0.95
238U, 226Ra),
(4)
in Milchpulver, IRA, Lau-
sowie (5)
14C
und Uran
in Urin 2011, Bundesamt für Strahlenschutz, Ber-
Im Jahr 2011 nahm die Radioanalytik an folgenden
lin. Bei den Vergleichsmessungen 1 – 4 waren alle
Vergleichsmessungen teil: (1) BFS-Reaktorwasser,
Messwerte innerhalb der Messunsicherheiten
Bundesamt für Strahlenschutz, Berlin (-Strahler,
identisch zu den Labormittel- und Referenzwer-
PSI Code Nr. 45). (2) Aktiniden in Stuhl 2011, PRO-
ten. Die Resultate von Vergleichsmessung 5 sind
CORAD (CEA), Frankreich (-Strahler, Pu, Am, U).
noch ausstehend.
Die Resultate sind den Tabellen 1 und 2 zu entFigur 8:
In der Beta- und
Alphagrafik ist in
Schwarz, resp. Blau der
Probenpeak und in Rot
der Untergrund einer
Hotlabor-Schlammprobe
dargestellt. Im 3D-Plot
wird die Alpha-BetaSeparation grafisch durch
den PLI angedeutet.
einstimmung mit den Mittelwerten der Teilneh-
(11/7) Kalibrierung des neuen
LS-Spektrometers Hidex 300 SL mit der
Triple/Double-Koinzidenz-Messtechnik
mer und den Referenzwerten vom Veranstalter des
Mit dem im Dezember 2010 installierten LS-Spekt-
Ringversuches (Tab. 1 und Tab. 2).
rometer Hidex 300 SL wurde für die Nuklide 241Pu
Des Weiteren wurde noch an folgenden Ringver-
(-Emitter), 238Pu, 239,240Pu und 242Pu (-Emitter) in
gleichen teilgenommen: (3) Uran und Radium in
radioaktiven Schlammproben die /-Separation
nehmen. Der Ringvergleich ergab innerhalb der
Messunsicherheiten eine zufriedenstellende Über-
260
getestet. Die /-Separation beim Hidex 300 SL
IRPA2012 in Glasgow präsentiert werden. Dazu
basiert auf Folgendem: Sowohl der - als auch
wurde ein Abstract im Herbst 2011 eingereicht.
der -Puls bestehen je aus einem Anstieg, der
Im Weiteren wurde an der Vergleichsmessung für
nur 1-10 ns dauert. Der Zerfall der beiden Pul-
Neutronen-Personendosimeter der PTB teilgenom-
se ist jedoch eindeutig unterschiedlich; der -Puls
men und die Ergebnisse in der AN-96-11-72 [1]
weist eine längere Verweilzeit als der -Puls auf.
zusammengefasst.
Beim Hidex 300 SL wird das Verhältnis von Zerfall und Anstieg der Pulse berechnet und als Pulslängenindex (PLI) dargestellt. Wird ein PLI gesetzt,
Nationale Zusammenarbeit
dann werden alle Punkte oberhalb der PLI-Linie
als -Pulse betrachtet und die Werte darunter als
Ein reger wissenschaftlicher Austausch findet mit
-Pulse. Mit der z-Achsenfunktion kann man den
dem Institut de Radiophysique (IRA) statt, der ein-
2D-Plot in der «Höhe» verstellen und somit kann
mal jährlich mit dem PSI-IRA-Kolloquium abgerun-
im Bild die Basis bis zu der Spitze des Peaks be-
det wird, in dem eine Reihe der wissenschaftlichen
trachtet werden (siehe «Z-Axis Maximum» in Figur
Projekte vorgestellt wird. Das diesjährige Kolloqui-
8). Liegen die - und -Peaks nahe beieinander, so
um wurde jedoch aus zeitlichen Gründen auf das
besteht unter Verwendung der Gain-Funktion eine
Frühjahr 2012 verschoben.
weitere Möglichkeit, die Peaks optisch deutlicher
auseinanderzuhalten. Somit kann die Einstellung
des PLI-Wertes optimiert werden (Fig. 8).
Internationale Zusammenarbeit
Bei der TDCR-Technik (tripple to double coincidence ratio) werden statt der üblichen zwei drei
Die Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeits-
Photomultiplier für die Szintillationsmessung ver-
gruppen von EURADOS («European Radiation Do-
wendet. Gemessen werden die Trippel-Koinzidenz
simetry Group») vertreten, die die Zusammenar-
ereignisse aller drei Photomultiplier im Vergleich
beit auf dem Gebiet der Dosimetrie ionisierender
zu den Doppel-Koinzidenzereignissen von jeweils
Strahlung im europäischen Raum fördert. Anfang
zwei Photomultipliern (also insgesamt 3 Doppel-
des Jahres veranstaltet EURADOS immer die Jah-
koinzidenzereignisse). Die TDCR- Technik hat nun
resversammlung, diesmal in Prag, bei der alle Ar-
den Vorteil, dass leichte Quencheffekte nicht mit
beitsgruppen zusammenkommen. Während des
einer separaten Quenchkurve korrigiert werden
Jahres tagen die einzelnen Arbeitsgruppen an un-
müssen. Da sich Quencheffekte bereits bei den
terschiedlichen Orten.
Double- und noch stärker bei den Tripple-Ereignissen bemerkbar machen, wird als Funktion des
Quenching der TDCR-Wert geringer und damit
die Zählausbeute kleiner. Solange die Zähleffizi-
Bewertung 2011
und Ausblick 2012
enz 20 % übersteigt, besteht ein linearer Zusammenhang zwischen dem TDCR-Wert und der Zähl
Die Projektziele 2011 wurden gemäss den Verein-
effizienz.
barungen zur Zusammenarbeit in der generischen
Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er-
(11/8) Aufarbeitung und Dokumentation
der Studien in n-Dosimetrie mit neuer
Auswertetechnik für CR-39-Detektoren
reicht. Für das Jahr 2012 sind die Weiterführung
Im Rahmen dieses Teilprojektes wurde ein Indus-
ten und teils neue geplant, die gemeinsam mit
triepraktikant des NE-Masterkurses der ETHZ be-
dem ENSI definiert werden.
der Doktorarbeit und deren Fachbegleitung, teils
Weiterführungen von bereits bestehenden Projek-
treut, der CR-39-Detektor-Materialien von drei
verschiedenen Herstellern (Thermo Electron, TASL
und Chiyoda Technol Corporation) miteinander
Publikationen
verglich. Die Studie konzentrierte sich einerseits
auf Untergrunddetektoren und andererseits auf
❚ M
. Jaeggi, S. Roellin, J. Alvarado-Cortez and
Detektoren, die vorgängig mit 3 mSv bestrahlt
Eikenberg, J. Determination of
wurden. Die Ergebnisse der Studie sollen bei der
lear waste slurries: a comparative study using
241Pu
in nuc-
261
LSC and ICP-MS. Appl. Radiation Isotopes (in
Referenzen
press). On-line available: doi:10.10.16/j.apradiso.2011.10.005, 2011.
❚ N. Thiollière, L. Zanini, J.-Ch. David, J. Eikenberg,
A. Guertin, Yu. Konobeyev, S. Lemaire and S. Pa-
[1]M. Boschung, Vergleichsmessung an Neutronen-Personendosimetern bei der PTB im Jahr
2011, PSI AN-96-11-72, 2011.
nebianco, Gas production in the MEGAPIE spallation target. Nucl. Science & Engineering 169,
178-187, 2011.
262
Zusammenarbeit in der praktischen
Autor und KoautorenS. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg,
I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler
Beauftragte Institution
Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen
Adresse
Telefon, E-Mail, Internetadresse +41 (0)56 310 2338, [email protected], www.psi.ch
Dauer des Projekts 1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012
ZUSAMMENFASSUNG
die Felder der
Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Pro-
le ohne und mit D2O-Moderator ausgemes-
jekts «Zusammenarbeit in der praktischen
sen und modelliert. Zudem konnte der Photo-
Strahlenschutzforschung» verschiedene Pro-
nenanteil der genannten Quellen abgeschätzt
jekte bearbeitet, die Weiterentwicklungen auf
werden, und es wurde der Einfluss des ISO-
dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech-
Wasserphantoms, welches zur Kalibrierung
nik und Radioanalytik darstellen:
von Dosimetern verwendet werden muss, auf
Die im Zeitraum zwischen 19. und 23.9.2011
die Streustrahlung im Raum über Simulation
durchgeführte Aeroradiometrie-Messübung
und Messung untersucht.
2011 wurde wiederum von einem Experten
In der Radioanalytik wurden drei Methoden
der Sektion Messwesen begleitet. Die erzielten
entwickelt und erfolgreich getestet:
Resultate werden in einem wissenschaftlichen
❚ Mikrowellenaufschluss von Beton,
Bericht zusammengefasst.
❚ Schnellmethode für Aktiniden in Abwasser,
Die Charakterisierung der n-Bestrahlungseinrichtungen der PSI-Kalibrierstelle machte im
2011 sehr wesentliche Fortschritte. So wurden
241Am-Be-
und der
252Cf-Quel-
und
❚ Bestimmung von Pb- und Ra-Radionukliden
in Mineralwasser.
263
Projektziele
(11/8) Ad-Hoc-Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter
Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit
in der praktischen Strahlenschutzforschung wurvereinbart:
Durchgeführte Arbeiten
und erreichte Ergebnisse
(11/1) Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Berichterstattung
(11/1) Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Berichterstattung
den für 2011 folgende Projektziele mit dem ENSI
Die Ergebnisse der Aeroradiometrie-Übung 2010
(11/2) Charakterisierung der n-Bestrahlungseinrichtungen (Messung und Simulation)
wurden als PSI-Bericht 11-02 veröffentlicht.
Das Programm der im Zeitraum zwischen 19.
und 23.9.2011 durchgeführten AeroradiometrieMessübung 2011 enthielt Messungen in den Rou-
(11/3) Weiterentwicklung und Optimierung
eingeführter Messmethoden in KKW
tine-Messgebieten KKM und KKG, im Reuss-Delta und vor allem im Kanton Tessin (Fig. 1). Gemeinsam mit Einsatzkräften des Kantons Tessin
(11/4) Entwicklung von Mikrowellenaufschlüssen mit aktiven Betonproben sowie
Bestimmung des Nuklidvektors von Hotlabor-Schlammproben
wurde eine Einsatzübung mit einem simulierten
Transportunfall durchgeführt. Figur 2 zeigt das für
die Einsatzübung gestellte Unfallszenario.
Teile der Übung wurden durch Gäste der Dänischen Emergency Management Agency begleitet.
(11/5) Optimierung einer radiochemischen
Schnellmethode für die simultane Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in Abwasserproben
(11/6) Einführung einer Analysemethode zur
Bestimmung von Pb-210/Po-210 und Ra226/Ra-228 in Trink- und Mineralwässern
Diese Agentur betreibt die dänischen Aeroradiometrie-Systeme, so dass ein willkommener Erfahrungsaustausch möglich war.
(11/2) Charakterisierung der
n-Bestrahlungseinrichtungen
Messungen und Modellfunktionen
Zur Eichung und Kalibrierung von Neutronenmessgeräten oder -dosimetern stehen in der Eichstelle
(11/7) Charakterisierung des PSI-Ganzkörperzählers mittels Messung und Simulation
eine Bestrahlungsbank mit einer
einer
252Cf-Quelle
241Am-Be-
und
samt D2O-Moderator zur Verfü-
Figur 1:
Messaufgaben der
AeroradiometrieMessübung 2011.
264
gute Übereinstimmung mit den Messwerten. Alle
Messergebnisse, detaillierte Simulationsergebnisse sowie genaue Beschreibungen der Messverfahren, Modellfunktionen und der Simulation wurden
in den Technischen Mitteilungen TM-96-11-02 [1]
und TM-96-11-15 [2] zusammengestellt.
Bestimmung des Photonenanteils im
Neutronenfeld
Im Rahmen der Charakterisierung der Neutronenfelder wurden auch Messungen zum PhotoFigur 2: Gestelltes Unfallszenario für die Einsatzübung
im Tessin.
nenanteil der Neutronenquellen durchgeführt.
Die Quantifizierung des Photonenanteils an der
von der
252Cf-
und
241Am-Be-Quelle
stammen-
den Umgebungs-Äquivalentdosisleistung ist notgung. Die Neuvermessung und Simulation der n-
wendig, um z.B. die Neutronenempfindlichkeit ei-
Bestrahlungsanlagen stellen ein langfristiges Pro-
nes Photonenmessgerätes abschätzen zu können.
jekt dar, zu dem bereits 2010 Vorarbeiten durch-
Die Messung der von einer Neutronenquelle stam-
geführt wurden. 2011 wurden umfangreiche
menden Photonen ist experimentell relativ schwie-
Messungen aller Quellen mit dem im Dezember
rig. Dazu werden Photonenmessgeräte mit einer
Figur 4 (unten):
Erweiterte Unsicherheit
(k=2) der Dosisleistung
als Funktion der
Messposition für die drei
Strahlenqualitäten.
2010 bei der PTB neu kalibrierten Sekundärnormal
(LB6411) abgeschlossen. Mithilfe der Messergebnisse wurden Modellfunktionen zur Beschreibung
der Dosisleistung (dH*(10)/dt und dHp(10)/dt) als
Funktion der Distanz zur den verschiedenen Quellen definiert, die in der Routinekalibrierung zur Bestimmung der Messpositionen verwendet werden.
Ausserdem wurde für die hergeleiteten Modelle
eine Unsicherheitsbestimmung durchgeführt, die
die Angabe der erweiterten Unsicherheit (k=2) der
Dosisleistung in einer Kalibrierung als Funktion der
Distanz von den Quellen erlaubt. Figur 3 zeigt sowohl die gemessenen Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen als auch die Modellfunktionen samt
95 %-Konfidenzintervallen für die drei Quellen.
Die relativen Unsicherheiten sind in Figur 4 zusammengestellt.
Monte-Carlo-Simulationen
Zur genaueren Charakterisierung der Neutronenfelder wurde ein aufwendiges geometrisches Modell des Bestrahlungsraums in der MCNPX-Simulationsumgebung erstellt. Die Simulationen erlauben die Bestimmung des Streuanteils an der
gemessenen Neutronendosisleistung sowie die
Rückführung der Streustrahlung auf verschiedene Streuobjekte im Bestrahlungsraum. Ausserdem
liefern die Rechnungen Spektren für alle Bestrahlungssituationen. Die simulierten Gesamtdosisleistungen für die drei Strahlenqualitäten, die ebenfalls in Figur 3 dargestellt sind, zeigen eine sehr
Figur 3 (oben):
UmgebungsÄquivalentdosisleistung
als Funktion der
Distanz von den drei
Neutronenquellen der
Eichstelle. Gezeigt
werden Mess- und
Simulationsergebnisse
sowie abgeleitete
Modellfunktionen und
95 %-Konfidenzintervalle.
265
Einfluss des ISO-Quaderphantoms auf das
Neutronenfeld
Das Monte-Carlo-Modell der Bestrahlungsanlagen
wurde dazu benutzt, den Einfluss des ISO-Wasserphantoms auf das Neutronenfeld der
252Cf-Quel-
le zu simulieren. Dabei wurden der Dosisaufbau
nahe der Oberfläche des Phantoms durch rückgestreute Neutronen, die Homogenität des Dosisverlaufs entlang der Oberfläche und die Modifikation des Neutronenspektrums in Anwesenheit des
Phantoms untersucht, jeweils unter Berücksichtigung des Einflusses des vom Bestrahlungsraum
zurückgestreuten Neutronenanteils. In einem Meter Entfernung von der Quelle beträgt der Dosis
aufbau an der Phantomoberfläche im Bestrahlungsraum 10 % verglichen mit 16 % bei einer Simulation ohne den Einfluss der Rückstreuung des
Raumes – siehe Figur 6. Die 10 % Dosisaufbau
konnten in einer Messung mit MGP DMC 2000
GN-Aktivdosimetern experimentell annähernd reproduziert werden. Die Messungen und Simulationsergebnisse sind in der TM-96-11-24 [4] zusammengefasst.
(11/3) Weiterentwicklung und Optimierung
eingeführter Messmethoden in KKW
Figur 5 (oben):
Bestimmung des
Photonenanteils der
252Cf- und 241Am-BeQuellen der Eichstelle
durch verschiedene
Photonendetektoren.
Figur 6 (unten):
Dosisaufbau durch
rückgestreute Neutronen
in Anwesenheit des
ISO-Wasserphantoms.
Arbeiten zu diesem Teilprojekt betrafen im Berichtsjahr die
137Cs-Bestrahlungsanlage
im KKM
idealerweise verschwindend kleinen Neutronen-
und Personenausgangsmonitore im KKG.
empfindlichkeit verwendet, die aber in der Praxis
Seit 1999 wird die Erstkalibrierung der
nie gleich Null ist. Da die Photonendosisleistung
strahlungsanlage für die Überprüfung von D- und
von den Quellen nur ca. 3–5 % der Neutronen-
DL-Messinstrumenten im KKM auf Wunsch des
dosisleistung beträgt, kann in dem starken Neu-
Betreibers konsequent alle drei Jahre durch die ak-
tronenfeld durch die nicht verschwindende Neu-
kreditierte Kalibrierstelle des PSI überprüft. Diese
tronenempfindlichkeit der Photonenmessgeräte
Überprüfung mit PTB-kalibrierten Ionisationskam-
ein Falschsignal in der Grössenordnung des Pho-
mern zeigte die gewohnten Toleranzen relativ zu
tonensignals hervorgerufen werden, was gemein-
den PSI-Sollwerten. Parallel zu dieser Überprüfung
sam mit der Energieabhängigkeit der Messgerä-
sind jeweils anlagenspezifische Probleme zu lösen,
te zu grossen Unsicherheiten führt. Daher wurde
wie etwa der Übergang von schwachen zu stärke-
die Messung mit insgesamt sieben verschiedenen
ren Quellen. Dieser Übergang wird notwendig, so-
Photonenmessgeräten durchgeführt. Die Ergeb-
bald eine bestimmte, einer der Bestrahlungsquel-
nisse sind in der Figur 5 zusammengefasst und
len der Anlage zugeordnete Photonendosisleis-
wurden in der TM-96-11-19 [3] dokumentiert. Zu-
tung infolge des radioaktiven Zerfalls nicht mehr
sätzlich zu den dort beschriebenen Experimenten
zur Verfügung steht.
wurde in der Zwischenzeit noch eine Messung in
Im KKG wird die durch die Aufsichtsbehörde ge-
Zusammenarbeit mit der österreichischen Seibers-
forderte Thorax-Triagemessung nicht in dem durch
dorf Labor GmbH mit einem Tissue Equivalent Pro-
die DoV geforderten Intervall durchgeführt, son-
portional Counter (TEPC) durchgeführt. Insgesamt
dern für jeden KKG-Mitarbeiter beim Verlassen der
wurde für die 252Cf-Quelle ein mittlerer Photonen-
Zone beim Durchgang durch den End-Personen-
anteil von 3.7 % und für die
solcher von 5 % bestimmt.
266
241Am-Be-Quelle
ein
137Cs-Be-
monitor. Die entsprechenden betastrahlungsempfindlichen Personenmonitore sind deshalb im Be-
reich des Thorax mit speziellen Grossflächen-De-
1800
tektoren für Photonenstrahlung ausgerüstet. Wese Triagemessung war die PSI-Kalibrierstelle bei der
Kalibrierung des Monitors mit dem Blockphantom
IGOR vor allem mit Problemen seitens der implementierten Software konfrontiert.
(11/4) Entwicklung von Mikrowellenaufschlüssen mit aktiven Betonproben sowie
Bestimmung des Nuklidvektors von Hot
labor-Schlammproben
1600
Aktivitätskonzentration [Bq/g]
gen der werkseitig fehlenden Einrichtung für die-
TriCarb 1
TriCarb 2
Hidex 300 SL
Hidex 300 SL direkt
1400
1200
1000
800
600
400
200
0
Mikrowellenaufschlüsse mit aktiven Betonproben
HL-1
HL-2
HL-3
HL-4
HL-5
HL-6
HL-7
diochemie sollten sieben verschiedene neutronenaktivierte Betonproben mit der Mikrowelle aufge241Am,
siehe Jäggi et al. 2011. Das Ziel war es, eine Ver-
und 232Th bestimmt wer-
gleichsmessung zwischen dem TriCarb und dem
den. Unter Zugabe von 30 ml conc. HNO3, 12 ml
neu erworbenen LSC-Messgerät, Hidex 300 SL,
conc. HF und 6 ml conc. H2O2 konnten 0.6 g Be-
zu machen.
ton aufgeschlossen werden. Um die HF zu kom-
Die Grafik in Figur 7 zeigt sehr schön, dass die kor-
plexieren, wurden in einem zweiten Mikrowellen-
rigierten Daten von TriCarb und Hidex (Korrektur
gang 60 ml H3BO3 (5 %) zugegeben, was sich zu-
von
241Pu-Verunreinigungen
vor für eine inaktive Betonprobe als optimal zeig-
tels
241Pu-Quench)
te. Beim Normal- und Marmorbeton (5 von 7 Pro-
241Pu-Ausbeute
ben) waren die Rückstände < 0.1 %, was als To-
der TDCR (Tripple to Double Coincidence Ratio),
talaufschluss bezeichnet werden kann. Zwei der
welcher der Ausbeute meist gleichgesetzt wird,
Proben bestehen aus Barytkies, welcher sich nur
liegt hier bei 56 %. Die türkisfarbenen Säulen zei-
zum Teil mit der Mikrowelle aufschliessen liess.
gen, dass auch in einem Notfall mit dem Hidex-
Ein Zusatzversuch mit einer Na-Karbonat-Fusion
Gerät direkt mit den Rohdaten die Grössenord-
führte ebenfalls nicht zu einem Totalaufschluss,
nung der Aktivitätskonzentration, unter Berück-
weswegen diese Proben nicht weiter verfolgt wer-
sichtigung des Startgewichts der Probe, abge-
den konnten. Die aufgeschlossenen Proben wur-
schätzt werden kann. Im Falle der zehn Hotlabor-
den abfiltriert und mit demin. H2O gespült. Dar-
Schlammproben beträgt die Unsicherheit 9 % bis
aus entstand ca. 170 ml Lösungsmenge. Die Ak-
30 %.
tinidentrennung folgte nach der Arbeitsvorschrift
Ebenso wurden die 14C- und 3H-Aktivitätskonzen-
AARA51 (Arbeitsanweisung: Bestimmung von Ak-
trationen aus dem organischen Material bestimmt
tiniden in RHB-Schlammproben), also Pu über BIO-
(Schlamm bei 40 °C getrocknet). Diese Arbeiten
RAD AG-1-X2-Säule, U und Th über die UTEVA-
haben gezeigt, dass alle Methoden, welche an den
Säule und Am über die TRU-Säule. Die Mikrowel-
RHB-Schlammproben erarbeitet wurden, auch bei
lenmethode erspart den offenen Aufschluss mit
den zehn Hotlabor-Schlammproben funktionier-
HF in der Kapelle bei Normal- und Marmorbeton
ten. Somit ist nun das RHB-Nuklidinventar erstellt
und der Aufschluss kann in einem halben Tag ge-
und das Projekt abgeschlossen.
schlossen und die Aktivität der Aktiniden
239,240Pu, 234U, 238U, 230Th
und derjenigen mit-
sehr gut übereinstimmen. Die
bei TriCarb liegt bei ca. 34 % und
macht werden.
Bestimmung des Nuklidvektors von HotlaborSchlammproben
Bestimmung der Aktiniden aus Boden mit dem
Resin DGA als Vorkonzentrationsschritt
In Zusammenarbeit mit der Firma Triskem Inter-
In diesem Jahr wurden die 241Pu-Aktivitätskonzen-
national, Frankreich, welche unter anderem Säu-
trationen am geglühten Schlamm (bei 500 °C) ge-
len für die radiochemische Trennung von Nukli-
messen. Dazu wurden die Elektrolyseplättchen der
den vertreibt, wurde eine neue Methode zur Ak-
Plutoniumfraktion verwendet, weiteres Vorgehen
tinidentrennung in Bodenproben erarbeitet. Nach
HL-8
HL-9
HL-10
Proben
In einer Zusammenarbeit mit dem Labor für Ra-
267
Figur 7:
Vergleich der 241PuAktivitätskonzentrationen
gemessen mit dem
TriCarb (violett und weinrot)
und dem Hidex 300 SL
(gelb: korrigiert mit
241Pu-Quench und
241Pu-Verunreinigungen;
türkis: ohne Korrektur).
90Sr
[Bq/g]
(separate 90Sr-Methode)
Probe
HNO3 gelöst und filtriert und mit 10 ml 8M HNO3
Ausbeute [%]
gespült. In eine 1-cm-Ø-Bio-Rad-Säule wurde 1 g
Zwilag-Mischprobe 1999
5.97 (5.82)
83.63 (–)
Sr-spec-Harz eingewogen und mit 5 ml 8M HNO3
Beznau 2011
1.23 (1.32)
66.01 (88.04)
konditioniert. Die Säule wurde danach mit den
Ukraine 2011
2.47 (2.19)
81.60 (90.86)
30 ml Filtratlösung beladen und mit 20 ml 8M
BAG Diesse 2011
3.62
2.48
47
47
BAG Fahrni 2011
3.79
3.50
76
74
olsulfonsäure gelöst, mit 18 ml Ultima Gold LLT
BAG Allmendhubel 2011
9.53
8.69
46
50
zeigt deutlich, dass mit 30 g Boden die Aktiniden
Tabelle 1:
Vergleich der
Aktivitätskonzentrationen
und 85Sr-Ausbeuten,
erzielt mit der
praktizierten und der
neuen Methode zur
Sr-Bestimmung.
HNO3 gespült. Strontium wurde danach mit 10 ml
0.05M HNO3 eluiert, eingedampft, mit 2 ml Tolugemischt und die Proben gemessen. Tabelle 1
239,240Pu, 238Pu
stimmt werden können, was bisher bei Bodenproben nicht möglich war.
dem Auslaugen einer Bodenprobe mit 100 ml 6M
niden, welche sehr stark auf der DGA adsorbieren
(11/5) Optimierung einer radiochemischen Schnellmethode für die simultane
Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in
Abwasserproben
(siehe Figur 8). Die Anwendung dieser Methode
Drei Typen von Experimenten wurden nach der
HCl wurde nach dem Filtrationsschritt die Lösung
über 0.6 g offenes DGA-Harz laufen gelassen. Dieser Schritt bewirkt eine Vorkonzentration der Akti-
resultierte in Ausbeuten von > 80 % für
243Am
242Pu
bei
Batch-Adsorption der Aktiniden an das für die
gab es in
Aktinidenelemente sehr selektive Adsorptions-
der Tracerausbeute weiterhin grosse Schwankun-
harz ACTINIDE RESIN™ (Fa. Triskem Europe) und
gen, und weitere Schritte zur Optimierung werden
anschliessender Filtration der wässerigen Phase
noch getestet.
durchgeführt:
sieben verschiedenen Böden. Für
getestet, ob
1. Transfer des Filters mit dem Filterrückstand in
90Sr-Be-
ein LSC-Vial, in dem 18 ml der Szintillations-
stimmung möglich wäre. Die 6M-HCl-Lösung wur-
flüssigkeit Ultima Gold™ vorgelegt wurden.
de nach der DGA aufgefangen und eingedampft.
Konsekutive Spülung des Randes der Filtrati-
Der Rückstand musste mit 5 ml conc. HNO3 (65 %)
onsapparatur mit 2 ml Wasser, um das noch
gelöst und nochmals vorsichtig eingedampft wer-
am Rand haftende Extraktionsharz quantitativ
den. Danach wurde der Rückstand in 20 ml 8M
in das LSC-Vial zu transferieren. Vor der Mes-
Es wurde zusätzlich mit
85Sr-Tracer
aus der gleichen Probe auch noch eine
Figur 8:
Trennungsgang
von Plutonium und
Americium aus
Bodenproben mit
dem neuen DGAVorkonzentrationsschritt,
blau markiert.
und 241Am gleichzeitig mit 90Sr be-
sung wurde die Probe dann über Nacht stehen
gelassen, damit sich das Filtermaterial (Cellulose) und die stationäre Phase vollständig auf-
Aktinidentrennung von Bodenproben
lösen konnten. Nach Homogenisierung des
LS-Cocktails dann Messung im /-TriCarb-
-Lösung 6 M HCl oder
-Lösung verdünnen –
3-4M HCl.
-Pu und Am auf erster
DGA vorkonzentrieren
Bodenproben
sammeln im Feld
und trocknen
-Thorium-Auffänger
-Säule verwerfen
Bodenproben sieben
und mahlen
Veraschung der
organischen Stoffe
durch kochen und bei
400°C im Ofen (15h)
Auslaugen durch
kochen
Abtrennung
unlöslicher
Bestandteile durch
Abnutschen
Spektrometer mit zuvor aufgenommener /-U/TEVA und DGA mit 8M HNO3
konditionieren .
-Lösung laufen lassen und spülen
mit 8M HNO3 und Säulen trennen
-6M HCl –
oxidierendes Milieu
-H2O2 (30%) –
Oxidationsmittel,
bringt Pu in die 4wertige Form
-U spülen mit 0.1M HNO3
Eluat ansäuern mit conc.
HNO3 (8M HNO3) und
H2O2 zugeben
Diese Versuche ergaben durchwegs quantitative Ausbeuten, allerdings ergaben sich für trübe,
gefärbt Abwasserproben Quencheffekte, die
Pu und Am eluieren mit
0.03 M Oxalat in 0.25 M
HCl
-Tracerzugabe
243Am und 242Pu
-HNO3 (65%)
Spill-Over-Kurve für optimierte /-Separation.
-0.1 M HCl
-Am
-0.03M NaNO2
neben einer Energieverschiebung der -Peaks
mitunter auch eine signifikante Reduktion der
Peakefficiency bis zu 50 % ausmachten. Für die
meisten Abwasserproben konnten aber nahezu
-BIO-RAD mit 8M
HNO3 konditionieren
und 8M HNO3 Lösung
über BIO-Rad laufen
lassen.
-Säule mit 8M HNO3
und mit 10M HCl (Th)
spülen.
-Pu IV – Pu III reduzieren und mit 20ml 9M
HCl – 0.1M HI eluieren.
-Lanthanidenabtrennung über
TEVA-Säule via NH4SCN;
-2 M HCl
-Am
-Elektrolyse und AlphaSpektrometrie von Am und Pu
quantitative Ausbeuten erreicht werden (d.h.
das Produkt aus chemischer Adsorptions-Ausbeute und Zählausbeute lag bei 8 von 10 Proben bei über 90 %.
2. Ablösung des Harzes von der inerten Trägersubstanz mit einem organischen Lösungsmittel
268
(Isopropanol), Mischung mit der LS-Szintillator-
Schlussfolgerung: Methode 1 bringt mit dem ge-
flüssigkeit Ultima Gold™ und anschliessender
ringsten Aufwand die besten Ergebnisse. Bei zu
LS-Messung. Diese Methode erschien zunächst
starken Quencheffekten (Kontrolle über Quench-
die beste Schnellmethode zu sein, aber bei Ab-
Parametermessung) liefert die Methode jedoch
wässern mit hohem Schwebstoffanteil verstopf-
keine quantitativen Ergebnisse. In solchen Fällen
ten die Poren des Extraktionsharzes, und eine
ist es besser, Aliquote der Abwasserproben wie
quantitative Ablösung des Extraktionsharzes
bisher einzudampfen und direkt im hochauflösen-
von der Trägersubstanz (Amberlite) war nicht
den Alpha-Spektrometer zu vermessen. Allerdings
mehr möglich. Für Abwasserproben mit hohem
sollte zur besseren Quantifizierung dieser klassi-
Schwebstoffanteil wurden daher häufig nur
schen Methode die Zähleffizienz der Messpräpa-
Ausbeuten von 30 % erzielt.
rate als Funktion des Proben-Flächengewichtes be-
3. Ablösung des Harzes von der inerten Träger-
stimmt werden.
substanz mit einem organischen Lösungsmittel
(HNO3/H2O2), danach Auflösung des minerali-
(11/6) Einführung einer Analysemethode
zur Bestimmung von Pb-210/Po-210 und
Ra-226/Ra-228 in Trink- und Mineral
wässern
sierten Rückstandes mit 2 ml HCl, Mischung mit
Seit einigen Jahren wird ein radiumselektives Fil-
LS-Cocktail, Homogenisierung und Messung.
termaterial der Firma 3M Empore, das sogenannte
Diese Versuche brachten quantitative Ausbeu-
Rad Disk, vertrieben. Die vom Hersteller empfohle-
ten für Abwässer mit geringem Schwebstoffan-
nen Anwendungen wurden in verschiedenen La-
teil. Durch die Zerstörung des Harzes und voll-
bors zur Radium-Bestimmung in Mineralwässern
ständiger Aufoxidation waren nun auch keine
getestet. Es wurde damit begonnen, mit dem Hi-
Quenchkorrekturen mehr notwendig. Wie bei
dex 300 SL Spektren sowohl mit einem
(Isopropanol) und anschliessendem kompletten
Eindampfen der organischen Phase und Zerstörung des Harzes mit starken Oxidationsmitteln
210Pb-Tracer
226Ra-
als
aufzunehmen und die
Methode 2 liess sich auch hier das Harz nicht
auch mit einem
quantitativ vom Filter eluieren, wenn sich auf-
Messparameter zu optimieren. Um bei der Bestim-
10
grund eines
Schwebstoffanteils
die Pro- mung von 228Ra-Interferenzen im -Fenster mit
Zusammenarbeit
in hohen
der praktischen
210Pb zu vermeiden, ist es notwendig, Blei vor der
be schlecht filtrieren liess.
Beta
30
30
120
120
25
25
100
100
20
20
80
80
15
15
60
60
10
10
40
40
55
00
20
20
11
10
10
100
100
1000
1000
Beta
30
30
0
0
10
10
100
100
1000
1000
10000
10000
Figur 10:
Messung 1.5 Tage
nach Elution mit
Folgeprodukten
(-Fenster mit 214Pb,
-Fenster mit 222Rn,
218Po, 214Po).
Alpha
140
140
120
120
25
25
100
100
20
20
80
80
15
15
60
60
10
10
40
40
55
00
Figur 9:
Messung 1 Stunde
nach Elution,
226Ra im -Fenster.
Alpha
140
140
20
20
11
10
10
100
100
1000
1000
0
0
10
10
100
100
1000
1000
10000
10000
269
Elution von Radium abzutrennen. Der Versuchsab-
gen und teils neue Projekte geplant, die gemein-
lauf ist einfach: die Wasserprobe wird durch Zuga-
sam mit dem ENSI definiert werden.
be von HNO3 konz. auf 2M angesäuert und durch
das Filter gesaugt. Die Elution von Blei erfolgt mit
einer 0.2M Diammonium-Hydrogen-Citrat-Lösung,
Publikationen
anschliessend werden die Ra-Isotope mit 0.25M alkalischer EDTA-Lösung eluiert. Das 20-ml-Szintilla-
❚ H. Hoedlmoser, Ch. Schuler, G. Butterweck,
tionsfläschchen wird mit OptiPhase Hisafe3 aufge-
S. Mayer, Characteristics of the Neutron Irradia-
füllt. Die Messung erfolgt bis 2 Stunden nach der
tion Facilities of the PSI Calibration Laboratory,
Elution, danach wird das Ergebnis durch Folgenuk-
accepted for publication in AIP Proceedings of
lide (siehe Figur 9 und 10) beeinflusst.
the 11th International Conference on Applications of Nuclear Techniques (Crete ‘11).
(11/7) Charakterisierung des PSI-Ganzkörperzählers mittels Messung und Simulation
❚ B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz
Bei diesem in Zusammenarbeit mit dem IRA ge-
im Rahmen der Übung ARM10, PSI-Bericht Nr.
führten Studien-Projekt geht es darum, die Effi-
11-02, ISSN 1019-0643, Juni 2011.
zienz des Ganzkörperzählers des PSI mit Mon-
und S. Mayer, Aeroradiometrische Messungen
❚ M. Jaeggi, S. Roellin, J. Alvarado-Cortez and
te-Carlo(MC)-Simulationen zu berechnen. Im Be-
J. Eikenberg, Determination of
richtsjahr 2010 wurde das von der IRA erstellte,
lear waste slurries: a comparative study using
virtuelle Modell des Messsystems durch Vergleich
LSC and ICP-MS. Appl. Radiation Isotopes (in
mit Messungen einfacher Geometrien im Ganz-
press). Online available: doi:10.10.16/j.apradi-
körperzähler verifiziert. Die Messungen mit einfa-
so.2011.10.005, 2011.
241Pu
in nuc-
chen Geometrien wurden daraufhin auf komple-
❚ N
. Thiollière, L. Zanini, J.-Ch. David, J. Eikenberg,
xere Geometrien ausgeweitet, welche dann wie-
A. Guertin, Yu. Konobeyev, S. Lemaire and S. Pa-
derum vom IRA im Berichtsjahr 2011 in Simulati-
nebianco, Gas production in the MEGAPIE spal-
onsinputs «übersetzt» wurden. Diese Inputs wur-
lation target. Nucl. Science & Engineering 169,
den dann teils am IRA und teils vom PSI am Super-
178-187, 2011.
computer CSCS gerechnet. Im Weiteren war eine
gemeinsame Publikation über die Ergebnisse der
Studie geplant, die nun leider durch unvorherseh-
Referenzen
bare Ereignisse in das Berichtsjahr 2012 verschoben wurde.
[1]H. Hoedlmoser, Ch. Schuler, G. Butterweck,
N. Chetelat, S. Mayer, Characterization of the
Nationale Zusammenarbeit
241Am-Be
neutron source of the PSI calibration
laboratory, PSI TM-96-11-02, 2011.
[2] H. Hoedlmoser, Ch. Schuler, G. Butterweck,
Auf nationaler Ebene fand eine intensive Kollabo-
A. Karcher, S. Mayer, Characterization of the
ration in mehreren Teilprojekten mit dem Institut
252Cf
de Radiophysique (IRA) statt.
and 252Cf(D2O) neutron source of the PSI
calibration laboratory, PSI TM-96-11-15, 2011.
[3]H. Hoedlmoser, M. Boschung, K. Meier, S. May-
Bewertung 2011
und Ausblick 2012
er, Photon contribution of the 252Cf and 241AmBe neutron sources of the PSI Calibration Laboratory, PSI TM-96-11-19, 2011.
[4]H. Hoedlmoser, O.S. Hetland, S. Mayer, Influ-
Die Projektziele 2011 wurden gemäss den Verein-
ence of the ISO water slab phantom on the
barungen zur Zusammenarbeit in der praktischen
neutron field of a calibration source, PSI TM-
Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er-
96-11-24, 2011.
reicht. Für das Jahr 2012 sind teils Weiterführun-
270
RC Experiment
Rock Mass Characterization
Author und Co-author(s)R. Thoeny, F. Amann, E.A. Button, S. Loew
Institution
ETH Zürich
Address
Sonneggstrasse 5, 8092 Zürich
+41 (0)44 632 23 12, [email protected]
Duration of project 4 years
ABSTRACT
hole BRC-1 are extremely heterogeneous. In
The main objective of the RC experiment is
addition, the behaviour changes from the syn-
the characterization of mechanical rock mass
to the post-excavation stage. The data sug-
properties of Opalinus Clay relevant for the
gests that displacement vectors are mainly in-
scale of a repository drift. Of particular interest
fluenced by the rock mass structure, the exca-
are the mechanical characteristics of pre-exist-
vation-induced stress redistribution and even-
ing discontinuities such as faults or fault zones
tually by swelling processes.
and their influence on stress redistribution in
Continuous monitoring of 3-dimensional de-
the near-field of the excavation. In 2008, a 5 m
formations derived from borehole BRC-2 in the
high horse shoe shaped profile was sequential-
north-eastern sidewall of the RC section, al-
ly excavated between GM 94.5 and GM 121.5
lowed the characterization of temporal and
of Gallery 08. This tunnel section was used
spatial deformation behaviour during and af-
to characterize the spatial and temporal evo-
ter tunnel construction. Deflectometer data
lution of the displacement field in the Opali-
showed significant reversible and irreversible
nus Clay during and after tunnel construction.
variations in vertical and horizontal deflection
Complementing the in-situ experiment, a lab-
during the syn-excavation stage, which are
oratory investigation program was conducted
clearly associated with the occurrence of tec-
to improve our understanding of the failure
tonic fault zones and the stress redistribution
process of intact Opalinus Clay. The synthesis
as a consequence of tunnelling.
of geological, laboratory and monitoring data
Contour line plots derived from geodetic mon-
contributes to a better understanding of the
itoring data revealed extremely heterogeneous
short- and long-term excavation-induced rock
displacement characteristics which is consis-
mechanical processes in a transversal isotropic
tent with differential displacement maps ob-
and heterogeneous clay shale.
tained from high resolution laser scanning. The
Monitoring of 3-dimensional displacements
integration of the structural data together with
below the invert of Gallery 08 at GM 93.5 dur-
the measured displacement field suggests that
ing and after excavation of the RC section re-
the observed deformation behaviour is the re-
vealed new results about the short- and long-
sult of stress rotations close to the advancing
term excavation-induced deformations. It was
face, the presence or absence of pre-existing
shown that magnitudes and orientations of
discontinuities in the surrounding rock mass as
displacement vectors along the vertical bore-
well as their orientation and frequency.
271
Project goals
limited to 11 months. Magnet-Extensometer and
Chain-Deflectometer measurements were termi-
The primary objective of the RC experiment is to
nated in May 2011 and cover a time span of 38
characterize the mechanical rock mass properties
and 31 months, respectively. This time span is of
of Opalinus Clay relevant for the scale of a re-
particular interest for the performance of high-
pository drift. Of particular interest are the me-
level nuclear waste emplacement drifts that will
chanical characteristics of pre-existing discontinu-
be backfilled about two years after their construc-
ities such as faults or fault zones and their influ-
tion and emplacing of the waste canisters. In the
ence on the stress redistribution in the near-field
context of the long-term heaving project, Swissto-
of the excavation. In 2008, a 5 m high horse shoe
po additionally performed high resolution leveling
shaped tunnel section located between GM 94.5
measurements during and after the construction
and GM 121.5 of Gallery 08 was used to charac-
of Gallery 08. Three measuring campaigns were
terize the rock mass behaviour of Opalinus Clay
conducted between April and June 2008 (Kistler
during and after tunnel construction (Thoeny et
2008) and one was performed in January 2009.
al. 2010). Complementing the in-situ experiment,
to improve our understanding of the failure pro-
Rock mass response below
the tunnel invert
cess of intact Opalinus Clay under different load-
Monitoring of 3-dimensional displacements below
ing conditions (Amann et al. 2009 & 2010). The
the tunnel invert of Gallery 08 during and after ex-
synthesis of geological, laboratory and monitor-
cavation of the RC section, revealed new results
ing data contributes to a better understanding of
associated with short- and long-term deformation
the short- and long-term excavation-induced rock
behaviour. The cumulative displacement vectors
mechanical processes in a transversal isotropic and
projected in the direction of the tunnel axis from
heterogeneous clay shale, thus improving our abil-
TRIVEC measurements in borehole BRC-1, located
ity to properly characterize this material for future
at GM 93.5 of Gallery 08, are presented in Figure
project requirements.
2. It can be seen that orientations and magnitudes
a laboratory investigation program was conducted
of displacement vectors along the borehole axis
Work carried out
are extremely heterogeneous and that the behaviour changes from the syn- to the post-excavation
stage. Within the syn-excavation stage I (see Figure 2), most of the measuring points revealed dis-
Figure 1:
Plan view of the
RC experiment
showing instrumentation
and relevant boundary
conditions.
A set of continuous and periodically measured
placement vectors normal to bedding and heaving
long-term monitoring data from BRC-1 and BRC-2
rates up to 0.19 mm/day. This is in contrast to the
was analyzed to quantify long-term deformations
relatively flat-laying displacement vectors of the
in the near-field of the RC section (Figure 1). Large
uppermost and the central measuring point. Dur-
deformations at the borehole top of BRC-1 did
ing the syn-excavation stage II ongoing deforma-
not allow for further TRIVEC measurements after
tions were limited to these two measuring points
the last measuring campaign in February 2009.
with vertical displacements of 0.52 mm and 0.28
Therefore the monitoring period for the TRIVEC is
mm, respectively. These findings suggest a discrete
272
block displacement related to localized deformations between 3 and 4 m depth. Repeat measurements conducted 199 days (post-excavation stage
I) and 270 days (post-excavation stage II) after
completion of the RC section indicate considerable heaving within the uppermost 4 m. The magnitude of the integrated vertical displacement for
this borehole section was 4.9 and 5.3 mm, respectively, with displacement vectors oriented normal
to bedding. In February 2009, the integrated vertical displacements along the borehole was 7.3 mm,
which is consistent with geodetic measured heaving magnitudes of 7.2 mm and 6.3 mm recorded in January 2009 at GM 79.5 and GM 111.1,
respectively (personal communication M. Kistler,
Swisstopo).
The results clearly show that excavation-induced
deformations exceed a depth of 7 m. Both, the
magnitude and orientation of the displacement
vectors are related to rock mass structure and the
excavation progress. In the long-term, significant
deformations are limited to the uppermost 4 meters and contribute substantially (up to 90 %) to
the total invert heaving. The findings obtained in
this study suggest two different deformation processes below the tunnel invert: 1) deformations associated with the stress redistribution as a consequence of tunnelling, and 2) swelling of clay minerals. The latter process is supported by swelling
laboratory tests conducted by Vögtli and Bossart
(1999). Their results showed significant anisotropic swelling behaviour with higher swelling pressures (up to 2 MPa) and swelling heaves normal to
bedding. The anticipated swelling behaviour in the
post-excavation stage is also supported by the observed time-depended cracking of the invert slab
case of vertical deflections. The horizontal com-
in older galleries in the Mont Terri underground
ponent of deflection typically shows much higher
rock laboratory. The data also suggest that the
values than the vertical component, and is perma-
depth range were long-term deformations occur
nent. The most significant horizontal deflections
is to a certain extent influenced by the initial de-
occurred close to the start niche and in the tunnel
formation characteristics associated with the ex-
section where the main fault intersects the gallery.
cavation process.
Vertical deflections showed generally smaller values and were partially reversible for some of the
Rock mass response in the side wall
of the RC section
measuring points. This reversible behaviour was
Deflectometer data from borehole BRC-2, located
the main fault, which suggests reactivation of in-
in the NE sidewall of the RC section, are plotted in
ternal shear planes. This is consistent with corre-
Figure 3 as cumulative horizontal and vertical de-
sponding changes in interval length obtained from
flections. Negative values correspond to deforma-
the Magnet-Extensometer (Amann et al. 2010).
tions towards the tunnel in case of horizontal de-
Figure 3 shows that largest variations in horizon-
flections and downward directed deformations in
tal and vertical deflection were measured during
most dominant for the measuring points within
273
Figure 2:
Longitudinal components
of displacement vectors
during the syn- and
post-excavation stage
derived from TRIVEC
measurements in
borehole BRC-1.
Figure 3:
Time series of each
measuring point of the
Chain-Deflectometer presented as cumulative
a) horizontal deflections
and b) vertical deflections.
c) Optical televiewer
image of the borehole
BRC-2 with the identified
geological structures
and the positions of the
measuring points of the
Chain-Deflectometer.
the syn-excavation stage between the 21st of April
and GM 115 is clearly associated with the inter-
and the 2nd of June 2008. This is explained by the
section of the main fault with Gallery 08. The sig-
advancing tunnel face and the resulting kinematic
nificant increase of settlements at the crown prior
freedom, especially in horizontal direction. In the
to and behind of the main fault, provides evidence
long-term, small variations in deflection were lim-
of stress concentrations in the adjacent rock mass.
ited to weaker fault zones and last until the end
Reactivation of the main fault as consequence of
of the measuring period. For measuring points lo-
stress redistribution is demonstrated by the highly
cated in less fractured rock mass, cumulative hor-
deformed zero line at the fault zone boundaries. In
izontal and vertical deflections revealed constant
tunnel sections close to the face, settlements were
values after completion of Gallery 08 at the end
mainly limited to the crown and did not affect the
of December 2008. The linear decrease in verti-
upper side wall prisms. This suggest that the dis-
cal deflection for the measuring point at GM 110
placement field within approximately one tunnel
(Figure 3 b) is not consistent with the data derived
diameter behind the face is the result of stress ro-
from the Magnet-Extensometer. Since this strong
tations close to the advancing face and the con-
deflection is also not compensated by the adjacent
strained kinematic freedom associated with the
measuring points, it might be a measuring error.
tunnel face.
The result gained from all these deformation mon-
Spatial and temporal analysis of tunnel
wall displacements
itoring systems will be used to derive a 3-dimen-
Figure 4 shows two different representations of
geomechanical processes in the rock mass sur-
unwrapped contour line plots of cumulative set-
rounding a deposition gallery. Continuous dis-
tlements monitored at the crown and at the side-
placement monitoring during and after construc-
walls during a face position at GM 124. Positive
tion of the RC section provides essential data to
values correspond to heaving and negative values
investigate the spatial and temporal evolution of
show settlements. Evaluation of the entire RC sec-
the displacement field in a transversal isotropic
tion revealed that the general deformation behav-
and heterogeneous clay shale. In general, the data
iour indicate settlements at the roof and the up-
revealed extremely heterogeneous displacement
per sidewall prisms, and heaving of prisms close
characteristics, which are consistent with differen-
to the tunnel invert. Deviations of this behaviour
tial displacement maps obtained from high reso-
were observed close to the tunnel face and in tun-
lution laser scanning. The integration of the struc-
nel sections containing faults or fault zones. In Fig-
tural data together with the measured displace-
ure 4 the displacement pattern between GM 110
ment field suggests that the observed deforma-
274
sional understanding of the short- and long-term
tion behaviour is the result of stress rotations close
carbonate content has no influence on the BTS.
to the advancing face, the presence or absence of
Carbonate in Opalinus Clay can entirely be relat-
pre-existing discontinuities in the surrounding rock
ed to shell fragments or bioclasts (Klinkenberg et
mass as well as their orientation and frequency.
al. 2009).
However, recent carbonate analyses of specimens
Carbonate content versus strength
used for unconfined compressive strength tests
Amann et al. (2010) showed on a series of Bra-
(Amann et al. 2011a) revealed that the UCS of
zillian Tensile Strength tests (BTS) that the tensile
specimens with Sw = 1.0 tend to decrease with in-
strength of Opalinus Clay specimens tends to in-
creasing carbonate content (Figure 5). These find-
crease substantially with decreasing water con-
ings are consistent with the findings of Klinken-
tent. The relationship between the mass fraction
berg et al. (2009). They postulated that in Opali-
of carbonate and BTS was studied using specimens
nus Clay specimens with higher content of isolated
with a saturation of Sw = 1.0 to eliminate strength
coarse bioclasts and (thus carbonate content) mi-
alterations due to the state. It was shown that the
cro-fractures can interact and coalesce more easily and the rupture stress is smaller compared to
specimens with less shell fragments. Therefore the
variability in UCS of saturated specimens can be
related to differences in the total content of heterogeneities, which control to a certain extent the
probability of interaction and coalescence of micro-cracks.
ENSI provides major funding of the RC experiment
and cooperates with ETH in the coordination of
this research activity. Swisstopo is the second costsharing partner of the RC experiment and carried
Figure 5: Relationship between unconfined compressive
(UCS) strength on mass content of carbonate.
All specimens revealed a saturation degree of 1.0.
out geological mapping of the RC section and core
logging of BRC-1, BRC-2, BRC-3 and BRC-4. In the
context of the long-term heaving project, Swissto-
275
Figure 4:
Unwrapped contour
line plots of cumulative
settlements given in
meter a) underlain by the
geological map and b)
color-coded. The contour
line plots show the influence of the main fault
crossing the RC section
and the impact of stress
rotations on the displacement field around
the tunnel face. Positive
values correspond to
heaving and negative
values show settlements.
po additionally carried out 4 high resolution geodetic measurement campaigns in the Gallery 08.
❚ F. Amann, R. Thoeny, P.K. Kaiser, E.A. Button
(2011c), Insight into the brittle failure behaviour
of clay shales in unconfined and confined com-
pression, paper presented at the 45th US Rock
Mechanics/Geomechanics Symposium 2011,
San Francisco, CA, American Rock Mechanics
The institutions cooperating with the Chair of En-
Association, ARMA 11-536.
gineering Geology at ETH and ENSI are the follow-
❚ C
. Nussbaum, P. Bossart, F. Amann, C. Aubourg
ing: 1) Bundesanstalt für Geowissenschaften und
(2011), Analysis of tectonic structures and ex-
Rohstoffe (BGR), Germany; 2) Chevron ETC, USA.
cavation induced fractures in the Opalinus Clay,
Mont Terri underground rock laboratory (Swit-
Assessment 2011
zerland). Swiss J Geosci (2011) 104: 187–210.
References
During 2011 borehole-based monitoring data
were analyzed and revealed a series of relevant
[1]R. Thoeny, F. Amann, E.A. Button (2010),
new findings regarding short- and long-term de-
Ground conditions and the relationship to
formation processes in the near-field of the RC sec-
ground behaviour – a new mine-by project in
tion. These findings are consistent with the tem-
Opalinus Clay at Mont Terri rock laboratory,
poral and spatial displacement behaviour at the
paper presented at European Rock Mechan-
tunnel walls derived from geodetic measurements
ics Symposium 2010, Lausanne, Switzerland,
and laser scans. The next phase of the project will
Rock Mechanics and Environmental Engineer-
be spent for further interpretation and compila-
ing, edited by Zhao, Labious, Dudt and Math-
tion of field data as well as for HM-coupled nu-
ier, Taylor & Francis Group, London, ISBN 978-
merical analysis of identified geomechanical pro-
0-415-58654-2.
cesses. The mechanical model will be based on
[2]F. Amann, E.A. Button, R. Thoeny, S. Loew
back-calculated properties, which are consistent
(2009), RC Experiment, Rock Mass Character-
with the measured stress-strain behaviour of Opa-
ization, ENSI Research and Experience Report
linus Clay under compressive loading conditions.
In addition, unconfined compressive strength test
2009, p. 171–179.
[3]F. Amann, R. Thoeny, E.A. Button, S. Loew
on intact Opalinus Clay samples with predefined
(2010), RC Experiment, Rock Mass Character-
saturation will be done to investigate the influence
ization, ENSI Research and Experience Report
of saturation degree on the elastic properties, brit-
2010, p. 197–202.
tle failure behaviour and rupture strength in a sys-
[4]M. Kistler (2008), Geodetic survey in RC sec-
tematic manner. The results of these tests may as-
tion, Technical Note, TN 2008-66, Swisstopo,
sist the interpretation of the short-term behaviour
Switzerland.
of Opalinus Clay.
[5]B. Vögtli and P. Bossart (1999), Swelling Experiments (DT). Mont Terri Rock Laboratory, Re-
Publications
sults of the hydrogeological, geochemical and
geotechnical experiments performed in 1996
and 1997, Geol. Rep. Swiss natl. hydrol. Geol.
❚ F. Amann, E.A. Button, K.F. Evans, V.S. Gischig,
Surv. 23.
M. Blümel (2011a), Experimental study of the
[6]M. Klinkenberg, S. Kaufhold, R. Dohrmann,
brittle behaviour of clay shale in rapid uncon-
S. Siegesmund (2009), Influence of carbon-
fined compression. Rock Mech Rock Eng.
ate microfabric on the failure strength of clay-
❚ F. Amann, P.K. Kaiser, E.A. Button (2011b), Ex-
stones. Engineering Geology, 107: 42–54.
perimental study of brittle behaviour of clay
shale in rapid triaxial compression. Rock Mech
Rock Eng.
276
Climate Modelling of the
Weichselian Glacial Period
Author and Co-Author(s)
D. Hofer, C.C. Raible
Institution
Klima- und Umweltphysik, Universität Bern
Address
Sidlerstrasse 5, 3012 Bern
Tel., E-Mail, Internet address+41 (0)31 631 44 50, [email protected],
www.climate.unibe.ch
Duration of project
July 1, 2010 to May 31, 2012
ABSTRACT
in the North Atlantic region. These changes in
The project was launched in 2010 to assess the
the atmospheric dynamics generate a band
impact of different glacial boundary conditions
of increased precipitation in the mid-latitudes
on the atmospheric dynamics and the precipi-
across the Atlantic to southern Europe in win-
tation pattern in the European region. Chang-
ter, while the precipitation pattern in summer
es in the precipitation pattern during glacial
is only marginally affected. The impact of the
periods are important as they steer the growth
radiative forcing differences between the two
of glaciers and thus, the potential of deep ero-
glacial states and of the prescribed time-vary-
sion, which has to be considered in the plan-
ing lower boundary conditions are of second
ning of deep geological repositories for radio-
order importance compared to the one of the
active waste.
Laurentide ice sheet. They affect the atmo-
Using a global climate model a set of sensitiv-
spheric dynamics and precipitation in a simi-
ity simulations with different glacial bound-
lar but less pronounced manner as the topo-
ary conditions has been conducted consider-
graphic changes, i.e., in simulations with low-
ing two states of the Weichselian glacial pe-
er temperatures in the northern part of the
riod, namely the maximum glaciation around
North Atlantic – due to radiative forcing or sea
21 ka ago and an earlier state around 65 ka
surface temperatures –, the storm track is dis-
ago. By comparing the simulations the sensi-
placed southwards and the precipitation is to
tivity to changes in the ice sheet distribution,
some extent increased in the band across the
in the radiative forcing, and in the prescribed
Atlantic to Southern Europe.
time-varying lower boundary conditions are in-
Even though Switzerland is located just at the
vestigated.
edge of the area, where the topographical-
The strongest differences in precipitation and
ly induced changes in mean precipitation are
atmospheric circulation are found for simula-
statistically significant, the results give a hint
tions with different heights of the Laurentide
how accumulation rates could change also
ice sheet. A large altitude of this ice sheet leads
over Switzerland.
to a southward displacement of the storm track
277
Project goals
2 simulations), and Middle Weichselian (65 ka ago,
MW; 5 simulations). In all cases the time-slice ex-
Deep geological repositories for radioactive waste
periments represent equilibrium states. The seven
need to be save for up to one million years. For
glacial simulations allow to investigate the sensi-
such a long perspective glacial periods and the
tivity to the SST and sea ice distribution, to the ex-
potential influence of deep erosion due to glaciers
ternal forcing (orbital and greenhouse gases), and
have to be considered for the repository sites. The
to the ice sheet distribution.
aim of this project is to investigate the impact of
The influence of the ocean surface forcing is ana-
different glacial boundary conditions on the at-
lyzed using the two LGM simulations (called LGM1
mospheric dynamics and the precipitation pattern,
and LGM2) as they differ only in this aspect. To in-
and to identify the influence of the changes on the
vestigate the impact of the radiative forcing the
glaciers in Switzerland.
LGM simulations are compared to a MW simulation with the same ice sheet topography as in LGM
Work carried out
(MWLGM). Finally, four different ice sheet topographies are applied in the other MW simulations.
The two simulations of the recent past are used
only as reference states for the changes found in
Figure 1:
LGM ice sheet extent (all
colored areas) and thickness (contours, interval
1 km), and additional land
areas in MW (black) and
LGM (black and gray). The
different colors indicate
the regions of the strongest reduction of the ice
sheet height in the MW
simulations compared
with the LGM one (see also
text): red and orange for
MWEU, green for MWUS,
and green and orange for
MWNS. The coastlines
and ice sheets for LGM
are based on ICE-5G [3].
The shift of the coastlines
(shown as the boundary
of 50 % land fraction)
corresponds to a sea-level
change of 80 m (MW) and
120 m (LGM).
Experimental setup
the glacial simulations (PD = present-day, PI = pre-
The project is based on simulations with a global
industrial).
atmosphere general circulation model (Communi-
For the four time periods, the values for the Earth's
ty Climate System Model version 4, [1]) with pre-
orbital parameters are calculated according to [2]
scribed sea surface temperatures (SST) and sea ice
and the concentrations of the greenhouse gases
extent. The model is run in a 0.9 ° × 1.25 ° horizon-
are estimated from ice core measurements. The
tal resolution and the prescribed lower boundary
topography and the coastlines for the glacial sim-
conditions are taken from simulations with a ful-
ulations are based on the ICE-5G reconstruction
ly-coupled but lower resolved atmosphere-ocean
of [3] for LGM, which corresponds to a sea lev-
general circulation model.
el change of 120 m. However, for the MW simu-
To investigate the sensitivity of the glacial climate
lations (except MWLGM) the total ice mass is re-
to changes in the boundary conditions a set of
duced – by lowering the height of the ice sheets –
nine time-slice experiments is conducted consid-
to the equivalent of a 80 m sea level change. The
ering four different periods: present-day (1990
reduction is applied either evenly (MWLIN), mostly
AD; 1 simulation), preindustrial (1850 AD; 1 sim-
to the Fennoscandian ice sheet (MWEU), only to
ulation), Last Glacial Maximum (21 ka ago, LGM;
the Laurentide ice sheet (MWUS), or to the Lau-
278
rentide ice sheet and additionally the ice sheet of
coast of Europe and North America, in a band at
the Nordic Sea is removed (MWNS). An overview
35°N across most of the Atlantic and in some re-
of the ice sheet topography and the different areas
gions at the edges of the major ice sheets. As for
of the reduction is presented in Fig. 1.
SAT the large-scale precipitation anomaly pattern
Other boundary conditions (e.g., aerosols and veg-
is consistent with the multi-model mean of [5].
etation) are generally kept at the preindustrial val-
For the precipitation the uncertainties in the re-
ues in the glacial simulations.
construction are large so that only at one location
in the Pyrenees the anomaly is significantly differ-
Evaluation of the LGM climate state
ent from the present. Due to the large uncertain-
Before focusing on the results of the sensitivity ex-
ties the simulated precipitation anomalies are con-
periments, the model's ability to generate a rea-
sistent with the reconstruction at most locations.
sonable glacial climate state is investigated. To do
To summarize the large-scale feature of the simu-
so we compare the surface air temperature (SAT)
lated SAT and precipitation anomaly patterns for
and the precipitation in the LGM simulations with
LGM are consistent with other simulations. In Eu-
other LGM simulations and with climate recon-
rope the results are also mostly within the large
structions [4].
confidence intervals of reconstructed continental
The global mean SAT in LGM1 and LGM2 is re-
temperature and precipitation anomalies except
duced by 4.45 °C and 5.55 °C with respect to PI, re-
for summer SATs. No evidences are found that one
spectively. This is consistent with other models that
of the two LGM simulations lead to a much better
show a cooling in the range of 3.6 °C to 5.7 °C [5].
agreement with the reconstruction.
The simulated cooling is more pronounced in the
mid- and high-latitudes, while the temperatures in
Impact on temperature and precipitation
the tropical regions are less affected (Fig. 2).
For the European sector the simulated cooling in
a) Sensitivity to the ocean surface and the
radiative forcing
both simulations is mostly within the 90 % confi-
The climate state in the three simulations that have
dence interval of the reconstruction for the annual
the LGM ice sheet height implemented (LGM1,
mean and also for January temperature. For July,
LGM2 and MWLGM) are compared for the North
however, the temperature changes are generally
Atlantic region to assess the influence of differenc-
overestimated in the simulations.
es either in the ocean surface forcing or in the ra-
Similar to the SAT, the global mean precipitation
diative forcing.
is reduced in the LGM (in the order of 10–15 %).
The annual mean SAT difference patterns between
Apart from a general drying, several regions with
LGM1/LGM2 and PI agree on the major character-
positive anomalies occur, namely at the western
istics of the changes. The strongest differences be-
Figure 2:
Annual mean surface air
temperature differences
between LGM2 and PI.
Only values that are
statistically significant
at the 5 % level based on
the two-sided Student's
t test are colored.
279
Figure 3:
Winter (DJF) and summer
(JJA) precipitation
anomalies with respect
to PI for LGM2 (a and b),
LGM1 (c and d), MWLGM
(e and f), MWLIN (g and
h), and MWUS (i and j).
Only values that are
statistically significant
at the 5 % level based on
the two-sided Student's t
test are colored.
tween LGM1 and LGM2 are found for the North
As for the temperature the large-scale annual
Atlantic region especially in winter (December–
mean precipitation anomaly patterns of the LGM
January–February, DJF), which is due to the pre-
simulations with respect to PI agree well. In the
scribed ocean surface that differs the most in this
North Atlantic region the anomaly patterns for
area. In LGM2 the winter sea ice extends as far
DJF and summer (June–July–August, JJA) share
south as 40°N and the Nordic Seas are widely cov-
the main characteristics, namely generally drier
ered by ice leading to a strong regional decrease
conditions except for a band of increased precip-
of SATs compared to PI. In contrast, the less exten-
itation between 30° to 40°N reaching from the
sive southward sea ice extent in LGM1 leads to a
eastern coast of North America to the Mediterra-
much less pronounced cooling, so that the two
nean in winter and for some tropical region and
LGM simulations differ by up to 30 °C over the
parts of the Fennoscandian ice sheet in summer
ocean especially in the Nordic Seas. As a further
(Fig. 3a–d). At most locations in the mid- and high-
consequence the cooling in Europe downstream
latitudes the anomalies are larger in winter than
of the strong anomaly is less pronounced in LGM1.
in summer and the differences between LGM1
and LGM2 are more pronounced in winter. Compared to LGM2 the DJF precipitation in LGM1 is
increased in the northern North Atlantic, in the
Nordic Seas, and in parts of the Mediterranean,
while a decrease is found at the lee side of the Fennoscandian ice sheet.
The impact of the radiative forcing changes between the LGM and MW leads to similar differences as for the ocean surface. The global mean
SAT in MWLGM is 0.8 °C higher than in LGM2,
but slightly lower than in LGM1, and the annual
mean SAT pattern is close to the ones in the LGM
simulations. As the northeastern part of the Atlantic and the Nordic Seas are only partially covered
by sea ice in winter, the strongest anomalies with
respect to LGM2 are located in this region. Generally, the anomaly pattern is similar to the one
for LGM1, but with reduced amplitude especially around Newfoundland. Apart from the North
Atlantic the changes correspond to the forcing,
i.e. the southern hemisphere is slightly cooler in
MWLGM due to a strong reduction of solar insolation that overcompensates the increased GHGs
forcing. For JJA, the SATs are globally higher in
MWLGM in agreement with the higher insolation
and the increased GHG concentrations. The global mean precipitation in MWLGM is of
similar strength as in LGM1 and the spatial distributions of the anomalies with respect to PI resembles the ones of the LGM simulations for the annual mean as well as for DJF and JJA (Fig. 3e and f).
The winter precipitation difference pattern LGM2MWLGM is similar to the pattern LGM2-LGM1,
but with reduced amplitudes especially in the surrounding of Newfoundland. In contrast, for summer precipitation the pattern of LGM2-MWLGM
differs from the one of LGM2-LGM1 showing a re-
280
duced precipitation over the tropical Atlantic and
height at 76 % of the LGM value), they are strong-
a northward shift of the significant mid- and high-
ly reduced in MWLIN (height at 67 %) especially in
latitude changes in precipitation.
the eastern part and do no longer form a continu-
Overall, the different ocean surface forcings for
ous band. In MWUS and MWNS (height at 46 %)
LGM1 and LGM2 do not fundamentally alter the
the positive precipitation anomalies are limited to
large-scale precipitation anomaly patterns com-
the western part between 40°W to 70°W except
pared to PI, even though the impact on winter
for a few small patches around Spain in MWUS.
SATs is strong. The main difference between the
The discrepancy between MWUS and MWNS
simulations is a modulation of the amplitude in
around Spain is attributed to internal variability,
several regions, e.g. in the Nordic Seas. The effect
as the difference between the two simulations is
of the changed radiative forcing in MWLGM glob-
not significant in this region. Additionally, in other
ally affects SATs and also the precipitation in the
areas precipitation anomalies consistently change
tropics, but it is not possible to directly address its
with the height of the Laurentide ice sheet. A low-
impact on the precipitation in the North Atlantic
er altitude of the Laurentide ice sheet corresponds
region as the major differences seen in this region
to a precipitation increase over the eastern part
can be at least partly related to changes in the
of its slope, in the Labrador Sea and in the North
ocean surface.
Atlantic at 20°N. The impact of the Fennoscandian ice sheet is less pronounced and mainly affects
b) Sensitivity to ice sheet height
the precipitation at its southeastern slope of the
The impacts of the topography, i.e., the height of
ice sheet. There, the precipitation is significantly
the ice sheets, on the atmospheric dynamics and
increased in the simulations with a lowered alti-
the precipitation pattern are investigated using the
tude of the Fennoscandian ice sheet compared to
four MW sensitivity simulations (MWLIN, MWEU,
MWLGM while no significant changes are found
MWUS and MWNS). The comparison of these re-
for MWUS and MWNS.
sults to the sensitivity to ocean surface or radiative
For summer precipitation the differences between
forcing changes enables us to categorize the pro-
the four simulations are much smaller and not sig-
cesses with respect to their relevance in being re-
nificant for most regions (Fig. 3h and j). The few
sponsible for precipitation changes over Europe.
significant changes point to a similar but much
As the mean altitude in the MW simulations is re-
weaker impact of the Laurentide ice sheet as in the
duced compared to the LGM topography (due to
winter with increased precipitation in the high-lat-
the lowering of the ice sheets), the global mean
itudes and a band of reduced precipitation across
SATs in the four simulations are slightly higher than
the Atlantic compared to MWLGM, but overall
in MWLGM. Generally, the strongest SAT differ-
the anomaly patterns are similar for all MW sim-
ences between the simulations are found in re-
ulations.
gions where the altitudes are changed. Over the
Analyzing the MW simulations indicates a strong
ocean, the only significant difference between
impact of the topography on the winter precipi-
the MW simulations is a warming (compared to
tation pattern. For most of the anomalies in the
MWLGM) in winter between 40° and 50°N across
North Atlantic region the height of the Lauren-
the North Atlantic that is most pronounced in
tide ice sheet is identified as the dominant factor.
MWUS and MWNS reaching up to 8 °C.
Together with the changed winter SATs over the
The global mean precipitation is not affected by
North Atlantic – even though the lower boundary
the topography changes and does not significant-
forcing is the same – the results suggest a change
ly differ in the MW simulations. Regarding win-
of the atmospheric dynamics.
ter precipitation, however, a strong impact of the
height of the ice sheets is evident (Fig. 3g and i).
Importance of the atmospheric dynamics
The band of positive precipitation anomalies in the
To investigate the impact of the boundary condi-
mid-latitudes that occurs in all three LGM topog-
tions on the synoptic scale variability in our simu-
raphy simulations is reduced and the reduction
lations two different methods are considered: an
is stronger the more the Laurentide ice sheet is
Eulerian measure, which is defined as the band-
lowered. While the significant anomalies are only
pass filtered (2.5–6 days) standard deviation of the
slightly diluted in MWEU (Laurentide ice sheet
500 hPa geopotential height [6] and a Lagrang-
281
ian method, where the storminess is estimated
ern part and an increase in the south (Fig. 4b–f).
based on the trajectories of low-pressure systems
For the Eulerian measure the anomalies form a
at 1000 hPa geopotential height [7]. Both meth-
dipole-like pattern with a minimum around the
ods are applied to 6-hourly data. For the Lagrang-
southern tip of Greenland and a maximum west
ian approach only low-pressure systems are con-
of Spain while the cyclone track density indicate a
sidered that have a life-time of at least one day and
similar pattern, but shifted to the north. General-
whose mean gradients around the minimum (radi-
ly, the anomalies are strongest when using the full
us of 1000 km) exceed 100 gpm per 1000 km dur-
LGM ice sheet height and decrease with a lower
ing the life cycle. Additionally, cyclones in regions
Laurentide ice sheet.
where the terrain height is above 1000 m are ex-
Some differences between the LGM1, LGM2 and
cluded due to potential extrapolation errors in the
MWLGM simulations are notable suggesting an
1000 hPa geopotential height field.
influence of the ocean surface forcing. In LGM2
For PI the Eulerian measure exhibits a maximum
– and to a lesser degree in MWLGM – the am-
over Newfoundland extending eastwards to the
plitudes of the anomalies over the North Atlantic
ocean and the cyclone track density is high in the
are increased compared to LGM1. Such a behav-
region from the northwestern North Atlantic to
iour is expected as a consequence of the stronger
the south of Greenland, around Iceland and in the
SAT reduction in the northern part which increas-
Nordic Seas (Fig. 4a). In the glacial simulations the
es the meridional temperature gradient at the sur-
anomalies for both measures indicate a southward
face leading to enhanced lower-level baroclinicity.
shift with a decrease in the north and northwest-
In the case of a lower Laurentide ice sheet the
Figure 4:
Synoptic activity in
winter (DJF) using two
different measures,
namely cyclone track
density (colors, only
values where the altitude
is below 1000 m) and
band-pass filtered (2.5 to
6 days) standard deviation of the 500 hPa geopotential height (contours).
The mean value for PI are
shown in a) while in b)–f)
the anomalies of different glacial simulations
with respect to PI are
presented. The contour
interval is every 10 gpm,
negative contours are
dashed and the zero
contour line is omitted.
282
anomalies are not only weaker, but also changed
aspects we collaborate with a PhD student of the
in their structure (Fig. 4e and f). The dipole like
Climate and Environmental Physics at the Univer-
pattern of the bandpass filtered standard devi-
sity of Bern.
ation of the 500 hPa geopotential height is reduced in MWLIN and MWEU and nearly vanishes
in MWUS and MWNS. For the latter the remaining
anomalies over the Atlantic are located more to
the north. Similarly, the positive anomalies of the
The code for the climate model and the input data
cyclone track density are shifted to the north and
for several simulations have been made available
reduced to patches in the western Atlantic at 35°N
by the National Center for Atmospheric Research
and the region around the Iceland-Scotland ridge
(NCAR) in Boulder, US. To prepare the simulations,
(again more so in MWNS and MWUS than in MW-
we collaborated with the paleo-working group of
LIN and MWEU). In contrast, a clear impact of the
the same institution. Our project is also connect-
Fennoscandian ice sheet is only evident in the very
ed to the EU project Past4Future, where the Cli-
eastern (30–60°E) mid-latitudes where the anom-
mate and Environmental Physics of the University
alies mostly vanish for MWEU.
of Bern takes part.
The atmospheric dynamics in summer is also
changed but not as strong as in winter. Both measures for the storminess indicate a tendency towards increased synoptic activity in the south and
Assessment 2011
a decrease in the northwest which are stronger in
the simulations with a high Laurentide ice sheet.
The aim of the one-year project was to assess the
impact of different glacial climate conditions on
Meaning for glaciers in Switzerland
the mean precipitation patterns and the under-
The results presented suggest a strong influence
lying processes related to precipitation changes.
of the height of the Laurentide ice sheet on win-
Overall this aim has been fulfilled in the last year.
ter precipitation. A high Laurentide ice sheet, as it
Going beyond the proposed two simulations, we
was present in the LGM, forces a persistent change
were able to show that the height of the Lauren-
of the atmospheric dynamics, which leads to sig-
tide ice sheet significantly affects the atmospher-
nificantly increased precipitation in southern and
ic circulation by changing the mid-latitude storm
eastern Europe compared to PI. As winter precipi-
track and thus the precipitation pattern over the
tation is an important factor for the accumulation
Atlantic and Southern Europe mainly in winter.
rate of glaciers, such a change has to be consid-
Clearly, changes in precipitation have an effect on
ered when evaluating the potential for deep ero-
the accumulation rate over ice sheet and there-
sion. For Switzerland the assessment is more dif-
fore on the potential of deep erosion. Thus, the
ficult as it is located just at the edge of the area
study shows that there is the necessity to take
where the changes are statistically significant.
into account changes of the atmospheric dynam-
Nevertheless, the changes in mean precipitation
ics induced by height changes of the upstream lo-
give a hint how accumulation rates could change
cated ice sheet when investigating deep erosion
also over Switzerland, as the results are obtained
of European glaciers and ice sheet. Our simula-
with only one model, i.e., a shift of such a precip-
tions show that Switzerland is only partly affect-
itation anomaly simulated by this study by a few
ed, but given the model uncertainties the simulat-
degrees to the north is certainly within the model-
ed mean changes could also affect the entire Eu-
to-model uncertainty (given our experience in cli-
ropean Alps. The scientific results obtained dur-
mate modelling).
ing the last year and detailed description of the
methods are summarized in a first peer-reviewed
publication, submitted to the journal «Climate of
the Past».
As stated before, we performed additional simu-
The project does not involve cooperation with oth-
lations to obtain a more complete picture of the
er Swiss projects. However, for various technical
sensitivity, which may be important for precipita-
283
tion changes during glacial times. This unique set
[2] A. L. Berger, Long-term variations of daily in-
of simulations will be thus used to perform more
solation and quarternary climatic changes, J.
detailed analysis on weather types and extremes
Atmos. Sci., Vol. 35, pp. 2362–2367, 1978.
with a more regional focus planned during the
[3]W. R. Peltier, Global glacial isostasy and the
6-month extension of the project in 2012. In par-
surface of the ice-age earth: The ice-5G (VM2)
allel, we plan to build on this set a regionalization
model and grace, Annu. Rev. Earth Pl. Sc., Vol.
which might enable us to couple an ice sheet mod-
32, pp. 111–149, 2004.
el to our model output. First steps toward such
[4]H. B. Wu, J. L. Guiot, S. Brewer and Z. T. Guo,
a new project are already planned together with
Climatic changes in Eurasia and Africa at the
ENSI early 2012.
last glacial maximum and mid-Holocene: reconstruction from pollen data using inverse
Publications
vegetation modelling, Climate Dynamics, Vol.
29, pp. 211–229, 2007.
[5]P. Braconnot et al., Results of PMIP2 coupled
❚ D. Hofer, C. C. Raible, A. Dehnert, and J. Kuhle-
simulations of the Mid-Holocene and Last Gla-
mann, The impact of different glacial boundary
cial Maximum – Part 1: experiments and large-
conditions on atmospheric dynamics and precipi-
scale features, Climate of the Past, Vol. 3, pp.
tation in the North Atlantic region, Climate of the
Past, submitted.
261–277, 2007.
[6]M. L. Blackmon, Climatological Spectral Study
of 500 Mb Geopotential Height of Northern
References
Hemisphere, Journal of the Atmospheric Sciences, Vol. 33, pp. 1607–1623, 1976.
[7]R. Blender, K. Fraedrich and F. Lunkeit, Identi-
[1] P. R. Gent et al., The Community Climate Sys-
fication of cyclone-track regimes in the North
tem Model version 4, J. Climate, Vol. 24(19),
Atlantic, Quarterly Journal of the Royal Me-
pp. 4973–4991. 2011.
teorological Society, Vol. 123, pp. 727–741,
1997.
284
Anhang B: Vertretungen des ENSI in
internationalen Gremien
Organisation/Gremium
Untergruppe
Fachgebiet
IAEA
Radiation Safety Standards
Committee (RASSC)
Strahlenschutz
Transport Safety Standards
Committee (TRANSSC)
Transport und Entsorgung
Waste Safety Standards
Committee (WASSC)
Nuclear Safety Standards
Committee (NUSSC)
Reaktorsicherheit
Nuclear Power and Engineering
Section (NPES)
Technical Working Group of Life
Management (TWG LM NPP)
Reaktorsicherheit
Technical Working Group on Nuclear
Power Plant Control and Instrumentation
(TWG NPPCI)
Reaktorsicherheit
Technical Working Group on Managing
Human Resources (TWG MHR)
Mensch-OrganisationSicherheitskultur
Incident Reporting System (IRS)
Allgemein
International Nuclear Event Scale
(INES)
Allgemein
Power Reactor Information
System (PRIS)
Allgemein
International Nuclear Information
System (INIS)
Allgemein
Spent Fuel Performance
Assessment and Research
Entsorgung
International Generic Ageing
Lessons Learned (IGALL)
Reaktorsicherheit
OECD NEA
NEA Steering Committee for
Nuclear Energy
Committee on Nuclear Regulatory
Activities (CNRA)
Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)
Radioactive Waste Management
Committee (RWMC)
Allgemein
Hauptkomitee
Allgemein
Working Group on Inspection Practices
(WGIP)
Reaktorsicherheit
Working Group on Public Communication of
Nuclear Regulatory Organisations (WGPC)
Allgemein
Working Group on Operating Experience
(WGOE)
Reaktorsicherheit
Hauptkomitee
Strahlenschutz
Information System on Occupational
Exposure (ISOE)
Strahlenschutz
Working Party on Nuclear Emergency
Matters (WPNEM)
Strahlenschutz
Hauptkomitee
Forum on Stakeholder Confidence (FSC)
285
Untergruppe
Fachgebiet
Integration Group for the Safety Case of
Radioactive Waste Repositories (IGSC)
– Approaches and Methods for Integrating
Geologic Information in the Safety Case
(IGSC/AMIGO)
Committee on the Safety of
Nuclear Installations (CSNI)
– Working Group on Measurement and
Physical Understanding of Groundwater Flow through Argillaceous Media
(CLAY CLUB)
Hauptkomitee
Reaktorsicherheit
Working Group on Fuel Safety (WGFS)
Reaktorsicherheit
Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA)
– Best Estimate plus Uncertainty
Reaktorsicherheit
Working Group on Integrity of Components
and Structures (WGIAGE)
– IAGE Subgroup Integrity of Metal
Components and Structures
– IAGE Subgroup Seismic Behaviour
Reaktorsicherheit
Working Group on Risk Assessment
(WGRISK)
Reaktorsicherheit
Working Group on Human and Organisational Factors (WGHOF)
International Common-Cause
Data Exchange Project (ICDE)
Reaktorsicherheit
Piping Failure Data Exchange
Project (OPDE)
Reaktorsicherheit
Stress Corrosion Cracking and
Cable Ageing Project (SCAP)
Reaktorsicherheit
Exchange of Operating
Experience Concerning
Computer-based Systems
Important to Safety (COMPSIS)
Reaktorsicherheit
Fire Incident Record Exchange
(FIRE)
Reaktorsicherheit
Cabri Water Loop Project
Halden Reactor Project
Studsvik Cladding Integrity Project
(SCIP)
Steering Committee
Reaktorsicherheit
Technical Advisory Group
Reaktorsicherheit
Halden Board of Management (HBM)
Allgemein
Halden Programme Group (HPG), MTO
Halden Programme Group (HPG), Fuels &
Materials
Reaktorsicherheit
Schweizerisches Halden-Komitee
Allgemein
Management Board
Reaktorsicherheit
Project Review Group
Reaktorsicherheit
OECD – NEA Data Bank
Allgemein
OECD – NEA Working Party on
Nuclear Criticality Safety (WPNCS)
Reaktorsicherheit
Generation IV International Forum
286
– IAGE Subgroup Concrete Structure Ageing
Risk and Safety Working Group
Allgemein
Untergruppe
Fachgebiet
Convention on Nuclear Safety
(CNS)
Ständige Kontaktgruppe (National Contact
Point)
Allgemein
Joint Convention on the Safety of
Spent Fuel Management and on
the Safety of Radioactive Waste
Management
Ständige Kontaktgruppe (National Contact
Point)
Oslo-Paris Commission for the
Protection of the Marine
Environment of the North-East
Atlantic (OSPAR)
Radioactive Substances Committee
Strahlenschutz
Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK)
Hauptsitzung
Allgemein
AG1: Anlagensicherheit
Reaktorsicherheit
AG 2: Notfallschutz
Notfallschutz
AG 3: Strahlenschutz
Strahlenschutz
AG 4: Entsorgung
Internationale Übereinkommen
Commission franco-suisse de
sûreté nucléaire et de radioprotection (CFS)
Allgemein
CFS groupe d’experts «Crise
nucléaire»
Strahlenschutz
Nuklearinformationsabkommen
Schweiz–Österreich
Allgemein
Bilaterale Kommission Italien–
Schweiz
Allgemein
Internationale Behördenorganisationen
Western European Nuclear
Regulators Association (WENRA)
European Nuclear Safety
Regulators Group (ENSREG)
Main WENRA Committee
Allgemein
Working Group on Waste and
Decommissioning (WGWD)
Reactor Harmonization Working Group
(RHWG)
Reaktorsicherheit
Hauptkomitee
Allgemein
European Nuclear Security
Regulators Association (ENSRA)
Sicherung
Heads of European Radiological
Protection Competent Authorities
(HERCA)
Hauptkommitee
Strahlenschutz
Association of European
Competent Authorities
European Association of Regulators for the
Transport of Radioactive Material
Network of Regulators of
Countries with Small Nuclear
Programs (NERS)
Allgemein
European Network on
Operational Experience Feedback
(EU Clearinghouse)
Reaktorsicherheit
European Nuclear Energy Forum
(ENEF)
Allgemein
Arbeitsgruppen in ausländischen Behörden
Autorité de sûreté nucléaire (ASN)
Groupe permanent d’experts pour les
transports
Autorité de sûreté nucléaire (ASN)
Groupe permanent d’experts pour les
réacteurs
Reaktorsicherheit
287
Untergruppe
Fachgebiet
STUK Reactor Safety Commission
Reaktorsicherheit
Entsorgungskommission (ESK,
Deutschland)
Hochschulgremien
KTH Stockholm
Melt Structure Water Interaction
Reaktorsicherheit
Umweltüberwachung (AKU)
Strahlenschutz
Ausbildung (AKA)
Strahlenschutz
Praktischer Strahlenschutz (AKP)
Strahlenschutz
Notfallschutz (AKN)
Strahlenschutz
Entsorgung (AKE)
Beförderung (AKB)
Rechtsfragen (AKR)
Strahlenschutz
Fachverbände
Deutsch-Schweizerischer Fachverband für Strahlenschutz e.V.
Association Romande de
Radioprotection ARRAD
Strahlenschutz
European Platform on Training
and Education in Radiation
Protection (EUTERP)
Strahlenschutz
Normenorganisationen
International Electrotechnical
Commission (IEC)
288
Nuclear Instrumentation
Reaktorsicherheit
Anhang C: Publikationen und
Vorträge 2011
Publikationen:
Autoren ENSI
Publikation
W. Barten
W. Barten, A. Jasiulevicius, O. Zerkak, R. Macian-Juan: Analysis of the UMSICHT water
hammer benchmark experiment 329 using TRACE and RELAP5.
Multiphase Science and Technology 23 (1): 1-27 (2011).
B. Bucher
B. Bucher: Aeroradiometrie in der Schweiz. Strahlenschutzpraxis, Heft 3/2011, ISSN
0947-434 X, S. 10–12.
B. Bucher, G. Schwarz
B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz, S. Mayer: Aeroradiometrische
Messungen im Rahmen der Übung ARM10. PSI Bericht Nr. 11-02, ISSN 1019-0643,
Paul Scherrer Institut, Villigen, Schweiz (2011).
B. Bucher, G. Schwarz
B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz: Aeroradiometrische Messungen,
in: Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz 2010. Bundesamt für
Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2011), S. 47–50.
A. Dehnert
A. Dehnert, O. Kracht, F. Preusser, N. Akçar, H. A. Kemna, P.W. Kubik,
C. Schlüchter (2011): Cosmogenic isotope burial dating of fluvial sediments from
the Lower Rhine Embayment, Germany. Quaternary Geochronology 6, S. 313-325.
DOI: 313-32510.1016/j.quageo.2011.03.005.
A. Dehnert
H. Furrer, F. Anselmetti, A. Dehnert, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, H. Horstmeyer,
C. Jacquat, H.A. Kemna, S. Lowick, F. Preusser, W. Schoch (2011): Eiszeiten und
Klimawandel im Wehntal der vergangenen 200 000 Jahre. Begleitpublikation zur 2010
erweiterten naturhistorischen Ausstellung im Mammutmuseum Niederweningen.
Stiftung Mammutmuseum Niederweningen. 26 S. ISBN: 978-3-033-03000-8.
A. Gorzel
F. Nagase, Z. Hózer, J. Voglewede, C. Bernaudat, J. Brachet, T. Fuketa, A. Gorzel,
C. Grandjean, G. Hache, G. Khvostov, S. Linhart, M. Petit, J. Rey, B. Sebbari,
M. Stepnievski, V. Vrtílková, J. Zhang: LOCA Criteria Basis and Test Methodology,
CSNI Technical Opinion Papers No. 13, NEA/CSNI/R(2011)7.
B. Graupner
B. J. Graupner, D. Li, S. Bauer (2011): The coupled simulator ECLIPSE–OpenGeoSys
for the simulation of CO2 storage in saline formations, Energy Procedia, Volume 4,
2011, Pages 3794–3800.
B. Graupner
D. Li, B. J. Graupner, S. Bauer (2011): A method for calculating the liquid density for
the CO2–H2O–NaCl system under CO2 storage condition, Energy Procedia, Volume 4,
2011, Pages 3817–3824.
J. Hansmann
J. Hansmann, S. Loew, K.F. Evans (2011): Reversible rock-slope deformations caused
by cyclic water-table fluctuations in mountain slopes of the Central Alps, Switzerland.
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J. Hansmann
T. Strozzi, R. Delaloye, D. Poffet, J. Hansmann, S. Loew (2011): Surface subsidence and
uplift above a headrace tunnel in metamorphic basement rocks of the Swiss Alps as
detected by satellite SAR interferometry. Remote Sensing of Environment 115, Issue 6,
S. 1353–1360.
J. Hansmann
J. Hansmann (2011): r.in.swisstopo – A new module for the GRASS GIS application
for importing digital elevation model data of Switzerland in swisstopo format, OSGeo
Journal, Volume 8, pages 5–7, ISSN 1994-1897.
J. Kuhlemann
S. Smyczak, M.M. Joachimski, A. Bräuning, T. Hetzler, J. Kuhlemann: Comparison of
whole wood and cellulose carbon and oxygen isotope series from Pinus nigra ssp.
laricio (Corsica/France). Dendrochronologia 29, 219–226.
A.-K. Leuz,
H. Wanner
K.J. Powell, P. Brown, R.H. Byrne, T. Gadja, G. Hefter, A.-K. Leuz, S. Sjöberg,
H. Wanner (2011): Chemical Speciation of Environmentally Significant Metals with Inorganic Ligands – Part 3: The Cd2+ – OH-, Cl-, CO32-, SO42- and PO43- Systems (IUPAC
Technical Report). Pure and Applied Chemistry 83, 1163-1214.
T. Krietsch, W. Barten
T. Krietsch, W. Barten: Deterministische und probabilistische Sicherheitsanalysen auf
Basis des schweizerischen Regelwerks, Teil 1: Deterministik. Kursband zum
Vertiefungskurs des Nuklearforums Schweiz, Kommission für Ausbildungsfragen,
vom 02./03.11.2011, Olten: Sicherheitsanalysen in Kernanlagen – Entwicklung und
Verankerung im Alltagsbetrieb.
289
290
Autoren ENSI
Publikation
R. Mailänder
R. Mailänder: Forschungsprogramm Regulatorische Sicherheitsforschung. In: Bundesamt für Energie: Energieforschung 2010, Überblicksberichte der Programmleiter,
S. 185–192 (2011). Abrufbar unter: http://www.bfe.admin.ch/themen/00519/00524/
index.html?lang=de&dossier_id=01155.
M. Rahn
B. Heberer, M. Rahn, J. Behrmann: Source-to-sink relationships along the SouthCentral Chilean margin: evidence from detrital apatite fission-track analysis. Basin
Research DOI: 10.1111/j.1365-2117.2011.00504.x.
M. Rahn
M.K. Rahn, F.G. Stumm: Alter und Herkunft vulkanischer Apatite in der Molasse des
Baselbieter und Aargauer Tafeljuras (NW-Schweiz). Mitteilungen der Naturforschenden
Gesellschaften beider Basel 13, S. 129–142.
K. Samec
K. Samec, R.Ž. Milenkovic, L. Blumenfeld, S. Dementjevs, C. Kharoua, Y. Kadi:
Measurement and analysis of turbulent liquid metal flow in a high-power spallation
neutron source–EURISOL. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research
Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment 638/1,
S. 1–10. Abrufbar unter: http://dx.doi.org/10.1016/j.nima.2011.01.120.
C. Schneeberger
J. E. Moore, C. Schneeberger: Numerical Simulation of Missile Impact on Reinforced
Concrete Targets in the Context of the IRIS_2010 Benchmark Projekt, 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT21).
New Delhi, Indien, 6.–11.11.2011.
G. Schoen, P. Zinniker
G. Schoen, P. Zinniker: Deterministische und probabilistische Sicherheitsanalysen auf
Basis des schweizerischen Regelwerks, Teil 2: Probabilistik. Kursband zum
Vertiefungskurs des Nuklearforums Schweiz, Kommission für Ausbildungsfragen,
vom 02./03.11.2011, Olten: Sicherheitsanalysen in Kernanlagen – Entwicklung und
Verankerung im Alltagsbetrieb.
T. Szczesiak
J. E. Moore, Y. Mondet, T. Szczesiak (2011): Response of Systems and Components to
NPP Host Structure’s Non-Linear Behavior, , 21st International Conference on Structural
Mechanics in Reactor Technology SMiRT21. New Delhi, Indien, 6.–11.11.2011.
T. van Stiphout
van T. Stiphout, D. Schorlemmer and S. Wiemer, The Effect of Uncertainties on
Estimates of Background Seismicity Rate, Bulletin of the Seismological Society of
America 101/2, 482-494; DOI:10.1785/01200901432009.
Vorträge:
Autoren ENSI
Vortrag
R. Ahlfänger,
J. Hammer, G. Piller
R. Ahlfänger, J. Hammer, G. Piller: Katastrophe in Japan – Radiologische Situation.
46. Sitzung der IGS. Basel, Interessengemeinschaft Strahlenschutz der Region Basel,
24.03.2011.
R. Ahlfänger
R. Ahlfänger: Gefährdung und Vorsorge im Zusammenhang mit fahrlässiger oder
mutwilliger Kontamination. Seminar 2011 Neue Entwicklungen im Strahlenschutz und
ihre Anwendung in der Praxis. München, TÜV SÜD Akademie, 30.06.–01.07.2011.
W. Barten:
W. Barten: Deterministische Sicherheitsanalysen, Teil 3: Forschungsbegleitung an
Beispielen – a) STARS, b) PASSPORT, c) LINX. Fachseminar mit dem Lehrstuhl für
Nukleartechnik (NTech) der Technischen Universität München (TUM), Garching,
30.–31.08.2011.
B. Bucher
B. Bucher: MADUK-ANPA: Das Messnetz in der Umgebung der Schweizer KKW. KSR,
Brugg, 24.6.2011.
U. Bumann
U. Bumann: Reactions in Switzerland on the Nuclear Accidents of Fukushima, OECD/
NEA/16th Meeting of the WGIAGE Seismic Sub-Group. Paris, 04.–05.04.2011.
A. Dehnert
A. Dehnert, H.A. Kemna, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, S. Lowick,
F. Preusser, A. Züger, H. Furrer: Erosion and filling of a glacially overdeepened trough
in the northern Alpine Foreland of Switzerland during the last 300’000 years. 19th
Meeting of Swiss Sedimentologists, Fribourg, 26.02.2011.
A. Dehnert
F. Preusser, A. Züger, H. Furrer: Quartäre Erosion und Auffüllung des glazial übertieften
Wehntals. 8. Technisches Forum Sicherheit, ENSI, Brugg, 04.03.2011.
A. Dehnert
A. Dehnert, H.A. Kemna, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, S.E. Lowick,
F. Preusser, A. Züger, H. Furrer: Drillhole Niederweningen, Switzerland. Swiss ICDP
Meeting 2011, ETH Zürich, 11.03.2011.
A. Dehnert
F. Preusser, A. Züger, H. Furrer: Eiszeiten und Klimawandel im Wehntal. Jahresversammlung des Förderverein Mammutmuseum Niederweningen, 07.05.2011.
A. Dehnert
H. Furrer, A. Dehnert, P. Nagy: Mammoth, peat and lignite – Quaternary deposits
between Niederweningen and Gossau (Kanton Zürich).1-Tagesexkursion zur XVIII
Hauptversammlung der International Union for Quaternary Research, Bern,
21.–27.07.2011.
A. Dehnert
F. Preusser, D. Gaar, A. Dehnert: Quaternary highlights of NE Switzerland. 2-Tagesexkursion zur XVIII Hauptversammlung der International Union for Quaternary Research,
Bern, 21.–27.07.2011.
H.R. Fierz
H.R. Fierz: Switzerland: Inspection Related Activities Responding to the Fukushima
Event. 42th Meeting of the NEA/CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP),
Paris, 11.–14.10.2011.
A. Gorzel
A. Gorzel: Status CABRI International Programme, 20. Treffen der Expertengruppe
«Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», ENSI, Brugg, 19. 05. 2011.
A. Gorzel
A. Gorzel: Arbeitsgremium KTA 3101.3, Stand nach der 20. Sitzung, 20. Treffen der
Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», ENSI, Brugg, 19. 05. 2011.
B. Graupner
B. J. Graupner, C. Koch (2011): Das Lausitzer Revier im Spannungsfeld zwischen der
Regeneration des Wasserhaushaltes und der bergbaulichen Beeinflussung der Wasserqualität, Niedersächsisches Grundwasserkolloquium, Braunschweig, 23.–24.02.2011.
B. Graupner
B. J. Graupner, D. Li, K. Benisch, A. B. Mitiku, C. Beyer, S. Bauer (2011): The coupled
multiphase flow and reactive transport simulator OGS-Eclipse and its application to CO2
storage in saline aquifers, ModelCare 2011, Leipzig, 18.–22.09.2011.
H. Hänggi
H. Hänggi: Radioactive Waste Disposal in Switzerland – Actual program and future
challenges. Office of Nuclear Regulatory Research, U.S.NRC, Washington, 10.03.2011.
H. Hänggi
H. Hänggi: Nuclear Regulation in Switzerland – Legal framework, future challenges,
web-based information. GNSSN Workshop on National Nuclear Regulatory Portals,
BMU, Bonn, 05.07.2011.
J. Hansmann
T. Strozzi, U. Wegmüller, R. Delaloye, A. Kos, J. Hansmann, S. Loew, H. Raetzo: Satellite
SAR interferometry for the measurement of surface subsidence above deep tunnels in
metamorphic basement rocks of the Alps. ESA Fringe 2011 Worhshop, Frascati (Rom),
Italien, 19.–23.09.2011.
291
292
Autoren ENSI
Vortrag
M. Herfort
M. Herfort: Aufsicht über die Anlieferung und die oberirdischen Empfangsanlagen eines
geologischen Tiefenlagers. Ausbildungsmodul für Regionalkonferenzen, Würenlingen,
05.05.2011.
M. Herfort
M. Herfort: Über «Mythen und Sagen» der geologischen Tiefenlagerung. Ausbildungsmodul für Regionalkonferenzen, St. Ursanne, 05.05.2011.
M. Herfort
M. Herfort: Zur Sicherheit eines geologischen Tiefenlagers. Gründungsversammlung
Regionalkonferenz Zürich-Nordost, Trüllikon, 10.09.2011.
M. Herfort
M. Herfort: Erdbebengefährdung in der CH – Kann ein Tiefenlager erdbebensicher gebaut
werden? Aufbauforum der Regionalkonferenz Zürich-Nordost, Trüllikon 30.03.2011.
M. Hugi
M. Hugi: Entsorgung (hoch-)radioaktiver Abfälle in der Schweiz, Vierte Niedersächsische
Energietage − net2011, Goslar, 28.–29.03.2011.
M. Hugi
M. Hugi: Country Group Vice-Chair‘s Observations from 3rd Joint Convention Review
Meeting (2009), Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the
Safety of Radioactive Waste Management (Joint Convention) Organisational Meeting of
the Contracting Parties, IAEA Vienna (Austria), 10.–11.05.2011.
M. Hugi
M. Hugi: Die Rolle der Sicherheitsbehörden im Sachplan geologische Tiefenlager,
Nagra-Informationsreise, Oskarshamn (Schweden) und Gorleben (Deutschland),
30.06.– 02.07.2011.
M. Hugi
M. Hugi: Entsorgung radioaktiver Abfälle in der Schweiz; Zweites Wiener NuklearSymposium «Entsorgung radioaktiver Abfälle», Wien (A), 15.09.2011.
C. Humbel Haag
C. Humbel Haag: Safety Culture – Internationale Entwicklung – Was bedeutet
Safety Culture. GRS-Behördenseminar zum Thema Integriertes Managementsystem.
Köln (Deutschland), 20.–21. 09. 2011.
C. Humbel Haag
C. Humbel Haag: ENSI approach to Oversight of Safety Culture. IAEA/NEA Workshop
zum Thema «Oversight and Influencing of Leadership & Management for Safety,
including Safety Culture – Regulatory Approaches & Methods» Chester (England),
24.–28. 09. 2011.
S.G. Jahn
S.G. Jahn: Strahlenschutzkultur in Kernanlagen – Was lernen wir aus Vorkommnissen?,
KSR-Seminar, Bern, 04.02.2011.
S.G. Jahn
S.G. Jahn: Harmonisation of the Recognition of Radiation Protection Professionals for
Nuclear Facilities, Workshop 2011 of the European Training and Education in Radiation
Protection (EUTERP), Ayia Napa (Zypern), 28.–30.03.2011.
S.G. Jahn
S.G. Jahn: Schweizer Strahlenschutzrecht – Unterschiede zur deutschen StSchV,
Fachkundekurs für Strahlenschutzbeauftragte in Kernkraftwerken des Fortbildungszentrum für Technik und Umwelt, Karlsruher Institut für Technologie, 14.04.2011.
S.G. Jahn
S.G. Jahn: Trends on Occupational Exposure and Lessons Learned 2011 in Switzerland,
Management Board Meeting of the Information System on Occupational Exposure,
Paris, 09.11.2011.
H. Kröhnert, A. Gorzel
H. Kröhnert, A. Gorzel: «Safety and Licensing Aspects of Mixed Cores in Switzerland»,
IAEA Technical Meeting on Fuel Design and Licencing of Mixed Cores for Water Cooled
Reactors, Wien, 12.–14.12.2011.
T. Krietsch
T. Krietsch: Deterministische Sicherheitsanalysen Teil 1: Gesetzliche Grundlagen, Anwendungen und Entwicklungen bei der Aufsicht in der Schweiz, Fachseminar mit dem
Lehrstuhl für Nukleartechnik NTECH der TU München, Garching, 30.–31.08.2011.
K. Macku, J. Dus,
H. Kröhnert, A. Gorzel
K. Macku, J. Dus, H. Kröhnert, A. Gorzel: ENSI/ASN/IRSN Meeting, «Fuel and Core»,
ENSI, Brugg, 28.–29.11.2011.
H. Mattli
H. Mattli: Sicherungsmassnahmen in Kernanlagen und biometrische Zutrittskontrollsysteme; Fachgespräch mit Kader der Justizvollzugsanstalt Lenzburg, 13.01.2011.
H. Mattli
H. Mattli: Physical Protection in Nuclear installations. Duties and Authority security
guards in Swiss NPP. Bilateral Meeting Swedish Radiation Safety Authority, Swedish
Police and ENSI in Brugg: 15.–17.06.2011.
H. Mattli
H. Mattli: Sicherung von Kernanlagen & Kernmaterial, Referat bei Stab Kommandant
Heer, 20.05.2011.
H. Mattli
H. Mattli: Integrale Sicherheit beim ENSI in Bezug auf Kernanlagen, Referat bei
swissgrid, 23.02.2011.
H. Mattli
H. Mattli: Sicherung von Kernanlagen & Kernmaterial, Inspektionen in Kernanlagen,
Erfahrungsaustausch mit Bundesamt für Zivilluftfahrt BAZL, Sektion Sicherheit
Infrastruktur, Schutzmassnahmen: Bern, 08.07.2011.
Autoren ENSI
Vortrag
M. Rahn
M. Rahn: Erdbebengefährdung in der Schweiz: Anforderungen an ein geologisches
Tiefenlager. Weiterbildungsseminar der Schweizerischen Gesellschaft für Kernfachleute,
Bern, 10.05.2011.
M. Rahn
M. Rahn: Erosionsraten und Endlagerfreilegung. Jahrestagung der Schweizerischen
Fachgruppe für Ingenieurgeologie, Bern, 17.06.2011.
M. Rahn
A. Von der Handt, M. Rahn: Apatite composition of Southern Germany volcanoes: Clues
to origin and magmatic evolution. Goldschmidt-Konferenz, Prag, 14.–19.08.2011, Mineralogical Magazine 75, 2102.
M. Rahn
H. Wang, M. Rahn, J. Zhou, X. Tao: Tectonothermal evolution of the Triassic flysch in the
Songpan-Garzê orogen, Eastern Tibetan plateau. Goldschmidt-Konferenz, Prag,
14.–19.08. 2011, Mineralogical Magazine 75, 2117.
M. Rahn
C. von Hagke, C. Cederbom, O. Oncken, M. Rahn, D. Stöckli: A multiple thermochronometer approach reveals post 12Ma tectonic activity in the foreland basin of the Northern
Alps. AGU Fall Meeting, 05.–09.12.2011, San Francisco, Abstract Nr. V23A-2552.
M. Rahn,
J. Kuhlemann,
N. Akcar, S. Ivy-Ochs, V. Alfimov, H.R. Graf, P. Kubik, M. Rahn, J. Kuhlemann,
C. Schlüchter: The challenge of dating Swiss Deckenschotter with cosmogenic
10Be and 26Al: Hauptversammlung der International Union for Quaternary Research,
Bern, 21.–27.07.2011.
M. Rahn,
J. Kuhlemann
M. Rahn, J. Kuhlemann: The impact of Quaternary sciences on the disposal of radioactive waste in Switzerland: Plenarvortrag an der Hauptversammlung der International
Union for Quaternary Research, Bern, 21.–27.07.2011.
C. Schneeberger
C. Schneeberger: New Swiss Codes for Existing Structures, PEGASOS Refinement Project,
OECD/NEA/16th Meeting of the WGIAGE Concrete Sub-Group. Paris, 06.–07.04.2011.
C. Schneeberger
C. Schneeberger: Swiss Codes for Existing Structures, IMPACT II, 5th Technical Advisory
Group Meeting. Espoo, Finland, 08.–09.06.2011.
C. Schneeberger
C. Schneeberger: The big political Earthquake in Switzerland after Fukushima events,
IMPACT II, 5th Technical Advisory Group Meeting. Espoo, Finland, 08.–09.06.2011.
C. Schneeberger
M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Comparative analysis of test
results by Finite Element analysis of 2D model with plate/shell elements, IMPACT II,
8th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods. Espoo, Finland,
07.12.2011.
C. Schneeberger
M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Proposal for 1st combinend
bending and punching test of reinforced concrete plate with closed stirrups, IMPACT II,
6th Technical Advisory Group Meeting. Espoo, Finland, 08.–09.12.2011.
C. Schneeberger
M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Numerical Simulation of Impact Tests of Reinforced Concrete Slabs with predominant flexural Deformation Behaviour, 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology
(SMiRT21). New Delhi, Indien, 06.–11.11.2011.
C. Schneeberger
M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Numerical Simulation of Impact Tests of Reinforced Concrete Slabs with Dominating Punching, 21st International
Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT21). New Delhi, Indien, 06.–11.11.2011.
G. M. Schoen,
R. Hausherr
G. M. Schoen, R. Hausherr: Stand und Anwendung der Stufe-2-PSA in der Schweiz.
Facharbeitskreis PSA. Mannheim, 25.05.2011.
G. Schwarz
G. Schwarz: Expectations from and preparation for the IRRS mission to Switzerland, IAEA
Workshop on Lessons Learned from IRRS Missions, Washington D.C., 26.–28.10.2011.
G. Schwarz
G. Schwarz,: Aktuelle Entwicklungen der Kernenergie in der Schweiz, Gesellschaft
Ingenieure der Industrie des sia, Brugg, 15.12.2011.
M. Sentís
M. Sentís, Modeling Work for the FORGE Benchmark WP1.2. Solothurn, General
Assembly, 29.11.–01.12.2011.
Th. Sigrist
Th. Sigrist: NPP Muehleberg INES 0 deviations «Failures of the reactor recirculation
pumps». 9th Meeting oft he Working Group on O

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

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