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Inhalt | Content
International Journal for
Nuclear Power
April 2013
Official organ of the Kerntechnische Gesellschaft
Dose rate before FSD
Average DF = 147 (16 MP)
10
Dose rate after FSD
Plugged tubes
positioned mainly in the
outer rim of SG 4
0.1
0.01
Average: 6 µSv/h
SG YB 40 (17 m)
- cold leg -
SG YB 40 (17 m)
- hot leg -
SG YB 40 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 30 (17 m)
- cold leg -
SG YB 40 (14,5 m)
- hot leg -
SG YB 30 (17 m)
- hot leg -
SG YB 30 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 20 (17 m)
- cold leg -
SG YB 30 (14,5 m)
- hot leg -
SG YB 20 (17 m)
- hot leg -
Content in brief SG YB 20 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 10 (17 m)
- cold leg -
SG YB 10 (17 m)
- hot leg -
SG YB 10 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 10 (14,5 m)
- hot leg -
0.001
SG YB 20 (14,5 m)
- hot leg -
Dose rate / [mSv/h] - log. Scale -
Average: 745 µSv/h
1
Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD.
(Seite 219)
Interfaces between Safety Culture and Knowledge
Management
(Seite 222)
Cover: View of the Yonggwang site in the
southwest of the Republic Korea. Six reactors
with a total gross capacity of 6,137 MWe are
currently in operation. The pressurized water
reators have been comissioned between 1986
and 2002 and are operated by the Korea Hydro &
Nuclear Power Co., Ltd. (Credit: KHNP)
210
Editorial 207
Nuclear Figures 2012:
The Geographic Focal Points are Shifting
Kernenergie-Zahlen 2012:
Die geografischen Schwerpunkte
verschieben sich
212
Chr. Topf
216
L. Sempere-Belda
M. Fischer
K. Tscheschlok
Chr. Volkmann
Full System Decontamination at German
Nuclear Power Plant Unterweser
Vollständige Anlagendekontamination im
deutschen Kernkraftwerk Unterweser
T.S. Karseka
221
Y.L. Yanev Knowledge Management as an Approach
to Strengthen Safety Culture in Nuclear
Organizations
Wissensmanagement als Weg zur
Stärkung der Sicherheitskultur in
Nuklearorganisationen
P. Sathiah
225
S.W. van Haren
E.M.J. Komen
Hydrogen Risk Assessment – Hydrogen
Combustion Analyses with CFD
Beurteilung des Wasserstoffrisikos –
Wasserstoffbrandanalysen mittels CFD
R. Khan, M. Villa
230
T. Stummer, H. Böck
Saeedbadshah
Perturbation Analysis of the
TRIGA Mark II reactor Vienna
Störungsanalyse im TRIGA-Mark-IIReaktor Wien
Tae Ho Woo
236
Safety Assessment for Electricity
Generation Failure Accident of Gas
Cooled Nuclear Power Plant Using
System Dynamics (SD) Method
Beurteilung der Sicherheit bei einem
Störfall mit Ausfall der Stromerzeugung
in einem Kernkraftwerk mit gasgekühltem
Reaktor unter Verwendung der
Anlagendynamikmethode
atw Editorial
239
Conclusion of the EU Nuclear Stress Test:
Comments on Results and Interpretations
Fazit des EU-Nuklear-Stresstests:
Anmerkungen zu Ergebnissen und
Interpretationen
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Inhalt | Content
S. Kristiansen
242
H. Bonfadelli
Radiation is Invisible but Causes a
Change in the Opinions of the People
Radioaktive Strahlung ist unsichtbar,
löst aber einen Klimawandel in der
Bevölkerungsmeinung aus −
Meinungsklima, Risikoeinschätzung und
Informationsverhalten im Nachgang zu
Fukushima
J. Reinartz
247
Information Policy in Japan two Years
after the Tohoku Tsunami
Informationspolitik in Japan zwei Jahre
nach dem Fukushima-Tsunami
ENS High Scientific Council
249
Position Paper on Maintaining Nuclear
Competence
Positionspapier zur Kompetenzerhaltung
in der Kernenergie
A. Krüssenberg
251
Specialized Meeting on “Current Topics of
Reactor Safety Research in Germany“
Fachtag „Aktuelle Themen der
Reaktorsicherheitsforschung in
Deutschland“
J. Reinartz
252
2nd Essen Specialized Discussions
about Repository Mining
2. Essener Fachgespräch Endlagerbergbau
A. Havenith
253
J. Kettler
J. Lethen
Education and Training in Nuclear
Technology - Maintaining Competence in
Times of the German “Energiewende”
Aus- und Fortbildung in der Kerntechnik
– Kompetenzerhalt in Zeiten der
Energiewende
Impressum
255
Nachrichten
255
Veranstaltungshinweise
267
KTG-Mitteilungen
269
DAtF-Mitteilungen
270
Insert: Publication of the Informationskreises KernEnergie.
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Top (XY) view of the current core of TRIGA Mark II
reactor
(Seite 232)
Result of air ingress accident scenarios in HTGR
(Seite 239)
Ergebnisse von Meinungsumfragen zur Beurteilung der Zukunft der Kernenergie in Japan
zwischen April 2011 und März 2013, (Seite 248)
211
Content in brief
Full System Decontamination at
German Nuclear Power Plant
Unterweser
(Page 216)
Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer,
K. Tscheschlok and Chr. Volkmann
The German nuclear power plant Unterweser
(KKU) had a high annual collective radiation
exposure level in the performance indicators
of the World Association of Nuclear Operators
(WANO). In order to decrease the high collective personnel dose effectively, Areva GmbH
and KKU jointly started planning the chemical
decontamination of the primary coolant circuit and the auxiliary systems (FSD) in the
beginning of 2009. The performance of the
FSD at KKU was originally scheduled during
the yearly refueling outage in 2011.
The implementation of the 13th amendment to the German Atomic Energy Act (Atomgesetz), changed the national nuclear policy as
a direct consequence of the events in Fukushima. Thus, KKU lost its license for power generation in the first half of 2011 after 31.5 years in
operation.
Based on these developments, a replanning
and rescheduling of the FSD became necessary,
which had to take into consideration both a decommissioning scenario and a possible return
of the plant to operation.
Finally, the FSD was performed in autumn
2012 using mainly plant internal systems and
components in combination with the HP/
CORD® UV process and AMDA® (Automated
Modular Decontamination Appliance) – Areva’s established and proven decontamination
technology.
With the onsite performance at KKU, the
first FSD of a shut down plant in Germany in
the aftermath of the Fukushima accident has
been completed with great success.
Knowledge Management as an
Approach to Strengthen Safety
Culture in Nuclear Organizations
(Page 221)
T.S. Karseka and Y.L. Yanev
In the last 10 years knowledge management
(KM) in nuclear organizations has emerged
as a powerful strategy to deal with important
and frequently critical issues of attrition, generation change and knowledge transfer. Applying KM practices in operating organizations, in technical support organizations and
regulatory bodies has proven to be efficient
and necessary for maintaining competence
and skills for achieving high level of safety
and operational performance.
The IAEA defines KM as an integrated, systematic approach to identifying, acquiring,
transforming, developing, disseminating, using, sharing, and preserving knowledge, relevant to achieving specified objectives.
KM focuses on people and organizational
culture to stimulate and nurture the sharing
and use of knowledge; on processes or methods
to find, create, capture and share knowledge;
and on technology to store and assimilate
knowledge and to make it readily accessible in
212
a manner which will allow people to work together even if they are not located together.
A main objective of this paper is to describe
constructive actions which can sponsor knowledge sharing and solidarity in safety conscious
attitude among all employees. All principles
and approaches refer primarily to Nuclear Power Plant (NPP) operating organizations but are
also applicable to other institutions involved into nuclear sector.
Hydrogen Risk Assessment - Hydrogen
Combustion Analyses with CFD
(Page 225)
P. Sathiah, S.W. van Haren and E.M.J. Komen
In the event of core degradation during a severe accident, large amounts of hydrogen are
generated that may be released into the containment. As the hydrogen mixes with the air in
the containment, it can form a flammable mixture that is ready to ignite. Despite the installation of mitigation measures such as passive autocatalytic recombiners, it has been recognized
that the temporary existence of flammable gas
clouds cannot be fully excluded during certain
postulated accident scenario’s. Complementary
to lumped parameter code modeling, Computational Fluid Dynamics (CFD) modeling is
needed for the assessment of the associated residual risk of possible hydrogen deflagrations
and for the optimal design of hydrogen mitigation systems in order to reduce this risk as far as
possible.
The CFD based method described in our
companion articles is further validated against
3 ENACCEF experiments in this paper. The applied CFD method is based on the application
of an advanced combustion model together
with a dynamic grid adaptation method to accurately capture the turbulent flame propagation. For each test, mesh and time step sensitivity analyses were performed. From the presented validation analyses, it could be concluded
that the maximum pressures were predicted
within 13 % accuracy, while the rate of pressure rise dp/dt was predicted within about
30 %. The eigen frequencies of the pressure
wave phenomena were predicted within a few
%. Therefore, it was overall concluded that the
current model predicts the considered experiments very well.
Perturbation Analysis of the TRIGA
Mark II Reactor Vienna (Page 230)
R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck, and
Saeedbadshah
The safety design of a nuclear reactor needs to
maintain the steady state operation at desired
power level. The safe and reliable reactor operation demands the complete knowledge of the
core multiplication and its changes during the
reactor operation. Therefore it is frequently of
interest to compute the changes in core multiplication caused by small disturbances in the
field of reactor physics. These disturbances can
be created either by geometry or composition
changes of the core. Fortunately if these changes (or perturbations) are very small, one does
not have to repeat the reactivity calculations.
This article focuses the study of small perturbations created in the Central Irradiation Channel
(CIC) of the TRIGA mark II core to investigate
their reactivity influences on the core reactivity.
For this purpose, 3 different kinds of perturbations are created by inserting 3 different samples in the CIC. The cylindrical void (air), heavy
water (D2O) and Cadmium (Cd) samples are
inserted into the CIC separately to determine
their neutronics behavior along the length of
the core. The Monte Carlo N-Particle radiation
transport code (MCNP) is applied to simulate
these perturbations in the CIC. The MCNP theoretical predictions are verified by the experiments performed on the current reactor core.
The behavior of void in the whole core and its
dependence on position and water fraction is
also presented in this article.
Safety Assessment for Electricity
Generation Failure Accident of Gas
Cooled Nuclear Power Plant Using
System Dynamics (SD) Method
(Page 236)
Tae Ho Woo
The power production failure happens in the
loss of coolant of the nuclear power plants
(NPPs). The air ingress is a serious accident in
gas cooled NPPs. The quantification of the
study performed by the system dynamics (SD)
method which is processed by the feedback algorithms. The Vensim software package is
used for the simulation, which is performed
by the Monte-Carlo method. Two kinds of considerations as the economic and safety properties are important in NPPs. The result shows
the stability of the operation when the power
can be decided. The maximum value of risk is
the 11.77 in 43rd and the minimum value is
0.0 in several years. So, the success of the circulation of coolant is simulated by the dynamical values.
Conclusion of the EU Nuclear Stress
Test: Comments on Results and
Interpretations
(Page 239)
The Editor
On 4th October 2012 the European Commission
had published their interpretation of the results
of the EU Nuclear Stress Test for the nuclear
power stations in the individual EU Member
States and in Switzerland and the Ukraine, the
neighbouring states involved. According to this,
the safety standards in nuclear power stations
are generally high. None of the plants inspected
revealed shortcomings in design, which would
have required the service to be interrupted or
the decommissioning of the plant. This means
inter alia that there are no shortcomings in design in Europe like those in Fukushima Daiichi
in Japan.
To summarise, it can be stated that, in the
opinion of the country-specific peer assessments, or peer reviews, the respective national
investigations and the EU Stress Test have demonstrated that
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief
1. the safety standards in all the European nuclear power stations are generally high and
deactivation is not necessary,
2. in all plants the design principles (inter alia
seismic intensity, level of floodwater, external pressures) have been correctly defined
for each location (cause of the disaster at
Fukushima),
3. evidence for the management of all the respective requirements do not merely exist,
but are also correct,
4. furthermore, the plants demonstrate to a
varying extent additional reserves or robustness as regards incidents which exceed the
technical specifications.
There is no question of the “severe shortcomings” claimed by the daily newspaper, Die
Welt, a few days before the publication of the
EU Stress Test results. What is more relevant
is that the Commission Report on the EU
Stress Test made only two recommendations
for the German nuclear power stations.
Radiation is Invisible but Causes a
Change in the Opinions of the People
(Page 242)
S. Kristiansen and H. Bonfadelli
The nuclear accident in Japan 2011 was followed by massive media coverage. As nuclear
power is a hot political topic and news media
coverage is an important factor in opinion
building, it is of interest to analyse what impact
the catastrophe in Fukushima and the triggered
media coverage had on people’s opinion on nuclear power and its risks.
This article is based on a survey mandated
by the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate
(ENSI), which was carried out one year after
the nuclear accident in Fukushima.
Yes, the Fukushima accident did affect people’s opinion on nuclear power. Even before the
accident the majority of the Swiss population
was against nuclear power and after the accident the negative opinion was stronger.
The trust in the authorities, science and nuclear power plant operators also suffered under
Fukushima, but they did catch up quite well until one year after the accident. This also reflects
that the survey participants are more worried
about a nuclear accident abroad than in Switzerland.
Are those results based on the accident and
the following media coverage? Almost 80 %
mentioned to have heard or read about nuclear
power and nuclear power plants in the media,
so to assume an influence is not far-fetched.
However only 15 % did actively search for information about nuclear power, but the big majority did talk to others about nuclear power.
Thus the media coverage triggered interest and
follow-up interpersonal communication.
Information Policy in Japan two Years
after the Tohoku Tsunami (Page 247)
J. Reinartz
Two years have passed since the strongest tsunami ever measured in Japan which, ultimately,
was the cause of an accident at the Fukushima
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Daiichi nuclear power plant. In retrospect, the
question arises about the consequences of the
accident, and also about the conclusions not
drawn in Japan. It is a fact that Japan will stick
to nuclear power. However, it is also a fact that
information policy at the time, especially by
the Tepco operating company, had failed. What
has since been achieved by dialog with the Japanese society and people all over the world
who want to know? Today’s slogan is “as much
information to the public as possible.” Now,
Tepco is only one out of 11 operating companies. Also the power utilities not affected by
the natural disaster have used the opportunity
to initiate a more open dialog. Recent opinion
polls indicate that the majority of the population in Japan have no intention to give up nuclear power.
Position Paper on Maintaining Nuclear
Competence
(Page 249)
ENS High Scientific Council
The ENS Higher Scientific Council (HSC) is
concerned about the current negative developments within some Member States of the
EU and the consequential reduced perspectives in the field of nuclear energy technology, education, research and development.
The HSC believes that the use of nuclear energy provides an essential contribution to the
secure, clean and affordable energy supply
for electricity generation, and that this will
remain for at least the rest of this century.
The HSC, therefore, strongly recommends
that within the EU the resources that are allocated to nuclear education and training and
to nuclear R&D reflects the increasing globalization of nuclear power and the needs of
Member States that will have nuclear power
or decommissioning programmes for decades
to come.
In addition, the HSC recommends that the
nuclear industry should actively encourage
the setting up of knowledge transfer mechanisms to ensure that the knowledge, knowhow and experiences of the current generation of professionals within the industry is
not lost to the young people entering nuclear
careers. Mobility programmes to support and
encourage young professionals to work across
the EU to gain wider experience of nuclear
power operations should be set up. These activities should help young professionals working in the nuclear technology field to expand
long-life networks and business connections
and thereby be better prepared for the challenges of the 21st century.
Specialized Meeting on “Current
Topics of Reactor Safety Research in
Germany“
(Page 251)
A. Krüssenberg
On October 11 and 12, 2012, the 2-day specialized meeting organized by the Thermodynamics and Fluid Dynamics Group together with the
Dresden-Rossendorf Helmholtz Center and TÜV
NORD SysTec GmbH & Co.KG was held at the
Dresden-Rossendorf Helmholtz Center within the
series of events on “Current Topics of Safety Research in Germany.”
The program of lectures was supplemented
by poster presentations and exhibitions by the
members of the joint research groups and companies working in the fields. The meeting again
was very well attended by over 100 persons.
2nd Essen Specialized Discussions
about Repository Mining (Page 252)
J. Reinartz
The final storage of nuclear waste in Germany
right now is more a political and societal than
technical process. To promote the exchange of
experience in the sophisticated field of mining
technology, and put the focus back on finding a
repository solution, the DMT in cooperation
with GNS and DBE Technology initiated the Essen Specialized Discussions about Repository
Mining. On February 28, more than 120 participants sought information about recent developments, exchanged experience, and maintained contacts.
Education and training in nuclear
technology - maintaining competence
in times of the German
“Energiewende”
(Page 253)
A. Havenith, J. Kettler and J. Lethen
Scientific advances and developments in nuclear technology have made a great contribution
to the prosperity of Germany and supported a
broad-based and advanced R&D landscape in
Germany.
The change in social/political attitudes towards nuclear technology, especially nuclear
energy, in Germany however, has contributed a
decline in the attractiveness of nuclear education and training. The current phase-out decision of the Federal Government and the “Energiewende” will accelerate this negative trend.
In such a situation, it is important to adopt
the content of the courses to the actual situation, and to offer additional training opportunities. These training opportunities should include the state of science and technology beyond sole academic aspects. With its training
program, the Aachen Institute for Nuclear Training offers opportunities in addition to the academic education. The program includes the involvement of many different teachers and a
special focus on relevant topics.

atw Vol. 58 (2013) No. 4
»atomwirtschaft-atomtechnik« is published
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213
Content in brief (German)
Vollständige Anlagendekontamination
im deutschen Kernkraftwerk
Unterweser
(Seite 216)
Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer,
K. Tscheschlok und Chr. Volkmann
Das deutsche Kernkraftwerk Unterweser (KKU)
wies bei der von der World Association of Nuclear
Operators (WANO) verfassten Aufstellung der Betriebsdaten eine hohe jährliche kollektive Strahlenbelastung auf. Um die hohe kollektive Personendosis wirksam zu senken, begannen Areva
GmbH und KKU Anfang 2009 mit der Planung einer chemischen Dekontamination des Primärkühlkreislaufs und der Hilfsanlagen. Ursprünglich sollte die vollständige Dekontamination im
KKU während des jährlichen Stillstands zum
Brennstoffwechsel 2011 stattfinden.
Mit der Umsetzung der 13. Novelle zum deutschen Atomgesetz änderte sich die nationale Kernenergiepolitik in unmittelbarer Folge der Vorfälle
in Fukushima. So verlor das KKU nach 31,5 Betriebsjahren in der ersten Hälfte 2011 seine Genehmigung für den Leistungsbetrieb.
Auf Grund dieser Entwicklungen musste die
vollständige Anlagendekontamination neu geplant und terminiert werden. Dabei waren sowohl
eine mögliche Stilllegung als auch die Wiederaufnahme des Anlagenbetriebs zu berücksichtigen.
Die vollständige Anlagendekontamination wurde schließlich im Herbst 2012 hauptsächlich unter
Einsatz der Anlagensysteme und komponenten in
Verbindung mit dem HP/CORD®UV-Verfahren und
von AMDA® (Automated Modular Decontamination Appliance), der eingeführten und bewährten
Areva-Dekontaminationstechnik, durchgeführt.
Diese vor Ort im KKU vorgenommene vollständige Anlagendekontamination ist die erste an einem abgeschalteten Kernkraftwerk im Nachgang
zu Fukushima mit großem Erfolg durchgeführte
Maßnahme dieser Art in Deutschland.
Wissensmanagement als Weg zur
Stärkung der Sicherheitskultur in
Nuklearorganisationen (Seite 221)
T.S. Karseka und Y.L. Yanev
In den letzten 10 Jahren hat sich das Wissensmanagement (WM) in Nuklearorganisationen als erfolgreiche Strategie im Umgang mit wichtigen und
häufig kritischen Fragen, wie etwa Personalschwund, Generationenwechsel und Wissenstransfer, erwiesen. Der Einsatz dieser WM-Maßnahmen
bei Betriebsorganisationen, technischen Hilfsorganisationen und Überwachungsbehörden ist erwiesenermaßen wirksam und notwendig zur Kompetenzerhaltung und Bewahrung der Fähigkeiten zur
Erreichung eines hohen Sicherheitsniveaus und
zufriedenstellenden Betriebsverhaltens. Die IAEO
definiert WM als integrierten, systematischen Ansatz zur Feststellung, Gewinnung, Umwandlung,
Entwicklung, Verbreitung, Nutzung, Weitergabe
und Bewahrung von Wissen, das für die Erreichung vorgegebener Ziele relevant ist.
Das WM konzentriert sich auf Menschen und
eine Organisationskultur, um so die gemeinsame
Nutzung von Wissen anzuregen und zu stärken;
ferner auf Prozesse oder Methoden, mit denen
Wissen gefunden, geschaffen, erfasst und weitergegeben werden kann; schließlich auf Techniken
zur Speicherung und Verarbeitung von Wissen zu
dessen leichter Zugänglichkeit, damit alle Menschen zusammenarbeiten können, auch wenn sie
sich nicht am selben Ort befinden.
214
In der vorliegenden Arbeit sollen vor allem
konstruktive Maßnahmen beschrieben werden,
mit denen die gemeinsame Nutzung von Wissen
und Solidarität in einer sicherheitsbewussten Haltung bei allen Mitarbeitern gefördert werden können. Alle Grundsätze und Vorgehensweisen beziehen sich vor allem auf Organisationen, die Kernkraftwerke betreiben, gelten aber ebenso für
andere Einrichtungen in Nuklearsektor.
Beurteilung des Wasserstoffrisikos –
Wasserstoffbrandanalysen
mittels CFD
(Seite 225)
P. Sathiah, S.W. van Haren und E.M.J. Komen
Bei einer Kernzerstörung im Verlauf eines schweren Unfalls entstehen große Mengen Wasserstoff,
die unter Umständen in die Sicherheitshülle freigesetzt werden können. Da sich der Wasserstoff mit
der Luft in der Sicherheitshülle vermischt, kann es
zur Bildung eines brennbaren, jederzeit entzündlichen Gemischs kommen. Trotz aller Einrichtungen
zur Eindämmung solcher Vorfälle, wie etwa passiver autokatalytischer Rekombinatoren, hat sich herausgestellt, dass die kurzzeitige Bildung von
brennbaren Gaswolken unter bestimmten postulierten Unfallszenarien nicht völlig auszuschließen
ist. In Ergänzung zur Modelldarstellung mittels eines Lumped Parameter Codes muss zur Beurteilung des vorhandenen Restrisikos einer möglichen
Wasserstoffverpuffung und zur optimalen Auslegung von Wasserstoff-Abschwächungseinrichtungen eine Modellierung mittels Computational Fluid Dynamics (CFD) vorgenommen werden, um
dieses Risiko zu mindern soweit möglich.
Das auf CFD aufsetzende Verfahren, wie es in
unserem anderen Artikel /1,2/ beschrieben ist,
wird in der vorliegenden Arbeit noch im Vergleich
mit drei ENACCEF-Experimenten validiert. Das
angewandte CFD-Verfahren beruht auf der Verwendung eines weiterentwickelten Verbrennungsmodells zusammen mit einer dynamischen Gitteranpassungsmethode, womit die turbulente
Flammenausbreitung genau erfasst werden soll.
Für jeden Versuch wurden Gitter- und Zeitschrittempfindlichkeitsanalysen durchgeführt. Aus den
vorgelegten Validierungsanalysen war zu folgern,
dass die höchsten Drücke mit einer Genauigkeit
von 13 % vorhergesagt wurden, während die
Druckanstiegsgeschwindigkeit dp/dt mit rund
30 % prognostiziert wurde. Die Eigenfrequenzen
der Druckwellenphänomene wurden bis auf einige Prozent genau vorausgesagt. Insgesamt wurde
daraus geschlossen, dass das gegenwärtige Modell
die betrachteten Versuche sehr gut voraussagt.
Störungsanalyse im TRIGA-Mark-IIReaktor Wien
(Seite 230)
R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck und
Saeedbadshah
Die Sicherheitsauslegung eines Kernreaktors
muss dafür sorgen, dass ein stationärer Betrieb
auf dem gewünschten Leistungsniveau stattfindet. Für einen sicheren und zuverlässigen Reaktorbetrieb sind umfassende Kenntnisse der Kernmultiplikation und deren Veränderungen während des Reaktorbetriebs erforderlich. Deshalb
ist es häufig interessant, die Veränderungen der
Kernmultiplikation auf Grund von geringen Störungen in der Reaktorphysik zu berechnen. Diese Störungen können durch Änderungen in der
Geometrie oder der Zusammensetzung des
Kerns hervorgerufen werden. Wenn diese Verän-
derungen (oder Störungen) sehr gering sind,
brauchen zum Glück die Reaktivitätsberechnungen nicht wiederholt zu werden. Im vorliegenden
Beitrag geht es um die Untersuchung von kleinen
Störungen im mittleren Bestrahlungskanal des
TRIGA-Mark-II-Kerns mit dem Ziel, deren Einfluss
auf die Reaktivität des Kerns zu ermitteln. Dazu
werden drei Arten von Störungen hervorgerufen,
indem drei verschiedene Proben in den mittleren
Bestrahlungskanal eingeführt werden. Die zylindrischen Blasen (Luft)-, Schwerwasser(D2O)- und
Cadmiumproben (Cd) werden getrennt in den Kanal eingesetzt. Damit wird ihr Einfluss auf das
Neutronenverhalten über die Kernlänge bestimmt. Zur Simulation dieser Störungen im Kanal dient der Monte Carlo N Particle Strahlungstransportcode (MCNP). Dessen theoretische Voraussagen werden an Hand von Versuchen im gegenwärtigen Reaktorkern verifiziert. Das Verhalten von Dampfblasen im gesamten Kern und deren Abhängigkeit von der Lage und dem Wasseranteil werden im Artikel ebenfalls behandelt.
Beurteilung der Sicherheit bei einem
Störfall mit Ausfall der Stromerzeugung in einem Kernkraftwerk mit
gasgekühltem Reaktor unter Verwendung der Anlagendynamikmethode
(Seite 236)
Tae Ho Woo
Der Kühlmittelverluststörfall in einem Kernkraftwerk führt zum Ausfall der Stromerzeugung. Der
Zutritt von Luft ist in einem gasgekühlten Reaktor
ein schwerwiegender Störfall. Die mittels der Methode der Anlagendynamik durchgeführte Untersuchung wird mit Rückkoppelungsalgorithmen
quantifiziert. Zu der nach der Monte-Carlo-Methode durchgeführten Simulation dient das Softwarepaket Vensim. In Kernkraftwerken sind Wirtschaftlichkeit und Sicherheit gleich bedeutende Faktoren. Das Ergebnis zeigt die Stabilität im Betrieb bei
festgelegter Leistung. Der Höchstwert des Risikos
beträgt 11,77 im 43., der niedrigste Wert 0,0 über
mehrere Jahre. Der erfolgreiche Kühlmittelumlauf
wird also durch die dynamischen Werte simuliert.
Fazit des EU-Nuklear-Stresstests:
Anmerkungen zu Ergebnissen und
Interpretationen
(Seite 239)
atw-Redaktion
Die Europäische Kommission hatte am 4. Oktober
2012 ihre Interpretation der Ergebnisse des EUNuklear-Stresstests für die Kernkraftwerke in den
einzelnen EU-Mitgliedsländern sowie den beteiligten benachbarten Ländern Schweiz und Ukraine veröffentlicht. Demnach sind die Sicherheitsstandards der Kernkraftwerke im Allgemeinen
hoch. Bei keiner untersuchten Anlage wurden
Auslegungsdefizite festgestellt, die eine sofortige
Betriebsunterbrechung oder Stilllegung erfordert
hätten. Das bedeutet unter anderem, dass es in Europa keine Auslegungsdefizite wie im japanischen
Fukushima Daiichi gibt.
Zusammenfassend lässt sich festhalten, dass
die jeweiligen nationalen Untersuchungen und
der EU-Stresstest nach dem Abschluss der länderspezifischen Begutachtungen gezeigt haben, dass
1. die Sicherheitsstandards aller europäischen
Kernkraftwerke im Allgemeinen hoch sind und
eine Abschaltung nicht erforderlich ist,
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief (German)
2. für alle Anlagen die Auslegungsgrundlagen
standortspezifisch korrekt definiert sind (Ursache für die Havarien in Fukushima),
3. Nachweise für die Beherrschung aller jeweils
geforderten Anforderungen nicht nur vorliegen, sondern auch korrekt sind,
4. die Anlagen ferner in unterschiedlichem Maß
zusätzliche Reserven bzw. Robustheit gegenüber auslegungsüberschreitenden Ereignissen
aufweisen.
Von den einige Tage vor der geplanten Veröffentlichung der EU-Stresstest-Ergebnisse erstmals in
Medien behaupteten „schweren Mängeln“ ist keine Rede. Vielmehr gilt: Der Kommissionsbericht
zum EU-Stresstest weist für die deutschen Kernkraftwerke lediglich zwei Empfehlungen aus.
Radioaktive Strahlung ist unsichtbar,
löst aber einen Klimawandel in der
Bevölkerungsmeinung aus −
Meinungsklima, Risikoeinschätzung
und Informationsverhalten im
Nachgang zu Fukushima (Seite 242)
S. Kristiansen und H. Bonfadelli
Der Reaktorunfall in Japan 2011 hatte ein gewaltiges Medienecho zur Folge. Da die Kernenergie ein
umstrittenes politisches Thema ist und die Behandlung in den Nachrichtenmedien einen wichtigen Faktor bei der Meinungsbildung darstellt, ist
eine Analyse der Auswirkungen der Katastrophe
von Fukushima und der dadurch ausgelösten Behandlung in den Medien auf die öffentliche Meinung über die Kernenergie und deren Risiken von
Interesse.
Der Artikel stützt sich auf eine von der Eidgenössischen Nuklearen Sicherheitsbehörde (ENSI) in
Auftrag gegebene Untersuchung, die ein Jahr nach
dem Reaktorunfall von Fukushima durchgeführt
wurde.
Der Unfall von Fukushima hat die öffentliche
Meinung über die Kernenergie durchaus beeinflusst. Schon vor dem Unfall war die Bevölkerung
in der Schweiz mehrheitlich gegen die Kernenergie eingestellt. Nach dem Unfall überwog die negative Meinung noch stärker.
Auch das Vertrauen zu Behörden, der Wissenschaft und den Betreibern von Kernenergieanlagen litt unter Fukushima, erholte sich jedoch innerhalb eines Jahres nach dem Unfall wieder. Daraus lässt sich auch entnehmen, dass sich die an
der Umfrage Beteiligten um einen Störfall im Ausland mehr sorgen als um ein solches Ereignis in
der Schweiz.
Gehen diese Ergebnisse auf den Unfall und die
darauf folgende Behandlung in den Medien zurück? Fast 80 % der Befragten hatten in den Medien über Kernenergie und Kernkraftwerke gehört
oder gelesen. Es ist also nicht übertrieben, wenn
man daraus einen Einfluss ableitet. Allerdings waren nur 15 % aktiv um Informationen über Kernenergie bemüht. Die große Mehrheit sprach mit
anderen über Kernenergie. Die Behandlung in den
Medien hat also Interesse und anschließende
Kommunikation unter den Menschen ausgelöst.
Informationspolitik in Japan zwei
Jahre nach dem Fukushima-Tsunami
(Seite 247)
J. Reinartz
Zwei Jahre sind seit dem stärksten jemals in Japan
gemessenen Seebeben, das schlussendlich einen
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Unfall im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi verursachte, vergangen. Rückblickend stellt sich die Frage, welche Folgen der Unfall hatte. Aber auch: Welche Schlüsse wurden in Japan nicht gezogen? Japan bleibt der Kernenergie treu, dies ist eine Tatsache. Tatsache ist aber auch eine zum damaligen
Zeitpunkt verfehlte Informationspolitik insbesondere des Betreiberunternehmens Tepco. Was hat
sich seit dem getan im Dialog mit der japanischen
Gesellschaft und mit wissenshungrigen Menschen
weltweit. Das Credo lautet heute: “as much information to public as possible”. Dabei ist Tepco nur
eines von 11 Betreiberunternehmen. Auch die
nicht von der Naturkatastrophe betroffenen Energieproduzenten haben die Chance für einen offeneren Dialog genutzt. Neuste Umfragen belegen,
dass die Kernkraft in Japan im überwiegenden Teil
der Bevölkerung nicht zur Debatte steht.
Positionspapier zur
Kompetenzerhaltung in der
Kernenergie
(Seite 249)
ENS High Scientific Council
Der ENS Higher Scientific Council (HSC) ist besorgt
über die gegenwärtigen negativen Entwicklungen
in einigen EU Mitgliedstaaten und die entsprechend geminderten Aussichten in Kernenergietechnik, -ausbildung, -forschung und entwicklung. Der HSC glaubt, dass die Nutzung der Kernenergie einen wesentlichen Beitrag zur Versorgung mit sicherer, sauberer und erschwinglicher
Energie zur Stromerzeugung darstellt und dass
sich daran mindestens bis zum Ende dieses Jahrhunderts nichts ändert.
Der HSC empfiehlt deshalb nachdrücklich,
dass innerhalb der EU die für die Ausbildung in
der Kerntechnik und für nukleare F&E bereitgestellten Mittel der wachsenden Globalisierung der
Kernenergie und den Bedürfnissen derjenigen
Mitgliedstaaten entsprechen, die auf viele Jahrzehnte hinaus die Kernenergie nutzen oder Stilllegungsprogramme verfolgen.
Außerdem empfiehlt der HSC der Kernenergieindustrie, aktiv die Einrichtung eines Mechanismus zum Wissenstransfer zu verfolgen, damit sichergestellt ist, dass Kenntnisse, Know-how und
Erfahrungen der heutigen Generation von in der
Branche Tätigen dem Nachwuchs zugute kommen,
der in der Kernenergie arbeiten will. Mobilitätsprogramme sollten geschaffen werden, um Berufseinsteiger zu ermutigen und zu unterstützen, in
der ganzen EU tätig zu werden und so breitere Erfahrungen im Betrieb von Kernenergieanlagen zu
sammeln. Diese Aktivitäten sollten junge Mitarbeiter in der Branche dabei unterstützen, sich zu vernetzen, lebenslange Geschäftsbeziehungen zu
knüpfen und sich so besser für die Aufgaben im
21. Jahrhundert zu rüsten.
Fachtag „Aktuelle Themen der
Reaktorsicherheitsforschung in
Deutschland“
(Seite 251)
A. Krüssenberg
Am 11. und 12. Oktober 2012 fand im HelmholtzZentrum Dresden-Rossendorf der von der KTG-Fachgruppe Thermo- und Fluiddynamik zusammen mit
dem Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf sowie
der TÜV NORD SysTec GmbH & Co. KG im Rahmen
der Veranstaltungsreihe „Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland“ organisierte 2-tägige Fachtag statt.
Das Vortragsprogramm wurde ergänzt durch
Poster- und Ausstellungspräsentationen der Mitglieder der Forschungsverbünde sowie in diesen
Themenfeldern tätiger Unternehmen. Mit über
100 Teilnehmern war der dieser Fachtag wiederum sehr gut besucht.
2. Essener Fachgespräch
Endlagerbergbau (Seite 252)
J. Reinartz
Die Endlagerung atomarer Abfälle ist in Deutschland zurzeit ein mehr politischer und gesellschaftlicher Prozess, als ein technischer. Um den Erfahrungsaustausch für die anspruchsvolle Bergbautechnik zu fördern und den Fokus wieder mehr
auf die eigentliche Realisierung der Endlagerung
zu legen hat die DMT in Zusammenarbeit mit der
GNS und DBE Technology das Essener Fachgespräch Endlagerbergbau ins Leben gerufen. Am
28. Februar wollten sich mehr als 120 Teilnehmer
über die neusten Entwicklungen informieren, Erfahrungen austauschen und Kontakte pflegen.
Aus- und Fortbildung in der
Kerntechnik – Kompetenzerhalt in
Zeiten der Energiewende (Seite 253)
A. Havenith, J. Kettler und J. Lethen
Die wissenschaftlichen Fortschritte und Entwicklungen in der Kerntechnik haben einen großen
Beitrag zum Wohlstand in Deutschland geleistet
als auch den Aufbau einer breit aufgestellten sowie fortschrittlichen F&E-Landschaft in Deutschland unterstützt.
Der Wandel der gesellschaftlichen/politischen
Einstellung gegenüber der Kerntechnik, insbesondere der Kernenergie, hat jedoch dazu beigetragen, dass die Attraktivität für ein kerntechnisches
Studium abgenommen hat. Getrieben durch den
jetzigen Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung
als Folge der Energiewende wird sich diese negative Trendentwicklung verstärken.
Gerade in einer solchen Situation ist es wichtig,
nicht nur die Inhalte von Studiengängen den aktuellen Entwicklungen anzupassen, sondern auch
zusätzliche Fortbildungsmöglichkeiten anzubieten, die über einen akademischen Kontext hinaus
den Stand von Wissenschaft und Technik vermitteln. Mit seinem Trainingsprogramm bietet das
Aachen Institute for Nuclear Training eine Ergänzung zu der akademischen Ausbildung an, die sich
in ihrer Konzipierung und Durchführung, insbesondere durch die Einbindung vieler unterschiedlicher Dozenten/-innen und die fachliche Fokussierung von anderen Fortbildungsmöglichkeiten
unterscheidet.

atw Vol. 58 (2013) No. 4
»atomwirtschaft-atomtechnik« is published
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Editorial:
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215
Decontamination technologies
Full System Decontamination
at German Nuclear Power
Plant Unterweser
Christian Topf, Luis Sempere-Belda, Michael Fischer, Erlangen
Kai Tscheschlok, Stadland
Christian Volkmann, Greifswald
nario and a possible return of the plant to
operation.
Finally, the FSD was performed in autumn 2012 using mainly plant internal systems and components in combination
with the HP/CORD  UV process and
AMDA (Automated Modular Decontamination Appliance) – Areva’s established and proven decontamination technology.
With the onsite performance at KKU, the
first FSD of a shut down plant in Germany
in the aftermath of the Fukushima accident
has been completed with great success.
HP/CORD UV Concept and
AMDA Technology
Introduction
The German nuclear power plant Unterweser (KKU) had a high annual collective radiation exposure (CRE) level in the performance indicators (PIs) of the World Association of Nuclear Operators (WANO). In
order to decrease the high collective personnel dose effectively, Areva GmbH and
KKU jointly started planning the chemical
decontamination of the primary coolant
circuit and the auxiliary systems (FSD) in
the beginning of 2009. The performance of
the FSD at KKU was originally scheduled
during the yearly refueling outage in 2011,
similar to the FSD carried out at the German nuclear power plant (NPP) Grafenrheinfeld in 2010.
The implementation of the 13th amendment to the German Atomic Energy Act
(Atomgesetz, AtG), changed the national
nuclear policy as a direct consequence of
the events in Fukushima. Thus, KKU lost its
operating license for power generation in
the first half of 2011 after 31.5 years in operation. Since then, the plant has been in
the state of “non-power operation”, maintaining its ability to return to service within
Addresses of the authors:
Dr. Christian Topf and Luis Sempere-Belda
Michael Fischer
AREVA GmbH
Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen
Kai Tscheschlok
E.ON Kernkraft GmbH,
Kernkraftwerk Unterweser
Dedesdorfer Straße 2, 26935 Stadland
Christian Volkmann
Engineering Services GmbH
Mühlenweg 40, 17489 Greifswald
216
the framework of the existing operating license.
Based on these developments, a replanning and rescheduling of the FSD became necessary, which had to take into
consideration both a decommissioning sce-
NPP / Country
Areva has gained great experience worldwide in decontaminating operating NPPs as
well as NPPs to be decommissioned. Using
proprietary technology, Areva has performed more than 20 FSD projects
since 1986 – including NPPs years after
Year
Type / OEM
FR 2 / Germany
Gundremmingen A / Germany
BR 3 Mol / Belgium
VAK Kahl / Germany
Rheinsberg / Germany
MZFR / Germany
Würgassen / Germany
Connecticut Yankee / USA
Lingen / Germany
Caorso / Italy
Trino / Italy
Stade / Germany
Obrigheim / Germany
Barsebäck 1 / Sweden
Barsebäck 2 / Sweden
1986
1989
1991
1992 / 93
1994
1995
1997 / 98
1998
2001
2004
2004
2004
2007
2007
2008
PWR / AREVA
BWR / GE
PWR / Westinghouse
BWR / GE / AEG
PWR / VVER
PHWR / AREVA
BWR / GE
PWR / WH
BWR / GE
BWR / GE
PWR / Westinghouse
PWR / AREVA
PWR / AREVA
BWR / ABB
BWR / ABB
Chooz A / France
2011 / 12
PWR / AREVA
Decommissioning
Unterweser / Germany
2012
Neckarwestheim 1 / Germany
2013
*)
PWR / AREVA
PWR / AREVA
Return to Service
Oskarshamn 1 / Sweden
Loviisa 2 / Finnland
Fukushima 3 / Japan
Fukushima 2 / Japan
Fukushima 5 / Japan
Fukushima 1 / Japan
Grafenrheinfeld / Germany
1994
1994
1997
1998
2000
2001
2010
BWR / ABB
VVER / AEE
BWR / GE
BWR / GE / Toshiba
BWR / Toshiba
BWR / GE
PWR / AREVA
*) Scheduled for May 2013
Tab. 1. Areva’s FSD experience worldwide.
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
Full System Decontamination at
Unterweser Nuclear Power Plant
Project Planning and Scheduling
Fig. 1. The principle of the HP/CORD® UV process.
Originally planned as a FSD for return to
service, the project was divided into several phases (see Figure 2).
With a kick-off meeting the planning
and engineering phase commenced beginning of 2009. In the first half of 2010 the
project was held in abeyance for 6 months,
as the teams were deeply involved into
the FSD for return to service at the German
NPP Grafenrheinfeld. After the Fukushima
event and the following moratorium, KKU
was among 8 German plants to lose
their operating license in mid 2011. The
new scenario took into consideration
both decommissioning and a possible return to service for the plant including rescheduling of the application. This adaptation period was accompanied by a second approval phase. Finally, in May 2012,
authority approval to perform the FSD
during the 3rd quarter of 2012 was received.
The application of 5 cycles of the
HP/CORD UV process was performed
in October and November 2012. A detailed time schedule for the FSD is given in
Figure 3.
• Minimizing personnel radiation exposhutdown and after reopening safe enclosure during treatment
sure (see Table 1).
Areva’s CORD family comprises multi-cy• Low concentration of process chemicals
cle, regenerative chemical decontamination
by regeneration thereof
processes. One of the major advantages
• Minimizing waste generation.
of CORD is the possibility to tailor the procThe number of cycles applied is adapted to
ess according to site-specific requirements
the decontamination targets. It is based on
and special customer’s needs to obtain optiAREVA’s long-term experience and results
of radiochemical and metallurgical tests
mal results going hand in hand with
and studies performed with representative
low waste generation. Minimizing the
samples of actual material provided by the
amount of radwaste is one of the special
power plant.
features of Areva’s decontamination processes.
The internationally recognized HP/
2009
2010
2011
2012
CORD UV process, applied in KKU, is ver02 04 06 08 10 12 02 04 06 08 10 12 02 04 06 08 10 12 02 04 06 08 10 12
satile for the application in operating NPPs
Kick-off
as well as for decontamination prior to dePlanning and Engineering (FSD for Return to Service)
commissioning. The principle of HP/CORD
Authority Approval Process
UV is shown in Figure 1.
Amendment Version A
CORD is applied as a multi-cycle procMoratorium
ess according to the specified decontamiFukushima Accident
8 NPPs Lost Operating License
nation targets (e.g. decontamination facFSD Replanning and Rescheduling
tor, waste, time) using the following steps
2nd Approval Process
per cycle:
Amendment Version B
• Step 1:Preoxidation with permanganic
Authority Approval
acid (HP)
FSD
• Step 2:Reduction of HP using decon
tamination chemical
Fig. 2. FSD at Unterweser Nuclear Power Plant (KKU). Overall project schedule.
• Step 3:Decontamination
• Step 4:UV decomposition
of the decontami
nation chemical to
minimize the amo
unts of waste, inc
l u d i n g s o l ve n t
clean-up.
Dissolved corrosion products
and activity from the oxide
layer are continuously removed from solution by ionexchange resins during step
3, regenerating the decontamination chemical for further treatment.
The main advantages
may be summarized as folFig. 3. Detailed time schedule for the FSD at KKU.
lows:
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
217
Decontamination technologies
To minimize application time and the
plant’s operational costs, a variety of operation modes were developed to optimize
the decontamination effect in particular
parts of the decontamination area. Additionally, the reactor water clean-up system
(RWCU) was integrated into the decontamination loop to support the system
clean-up and decrease the overall application time.
Decontamination Targets
The FSD concept for KKU, designed in close
collaboration between Areva and E.ON Unterweser experts with support by Engineering Services GmbH (ESG) was based on the
following main targets:
• Minimization of the plants total activity
inventory
• Reduction of dose rates at plant systems, especially the primary circuit with
its heavy components to facilitate further handling
• Minimization of the ambient dose rates
with regard to personnel dose savings
for all future activities (ALARA)
• Avoidance of a significant shift of the
gamma-to-alpha ratio
• Removal of loosely adherent, smearable
surface contamination, including possible residual actinides, if necessary
Minimization of waste generation with focus on manageable activity inventory.
With the ALARA principle being the
main goal, both parties contractually
agreed upon an average target decontamination factor (DF) of 50, with maximum
dose reduction for possible future decommissioning activities.
Decontamination System
and Engineering
Definition of the total decontamination including all necessary plant auxiliary systems, the connections as well as the operation in combination with process control and monitoring via the AMDA, was
based on lessons learned from previous applications. Specifically, lessons
learned were employed from the FSD for
return to service at Grafenrheinfeld NPP in
2010.
A schematic drawing of the decontamination area including all major flow paths
is given in Figure 4. The decontaminated
area included the complete primary circuit including reactor pressure vessel (RPV)
and reactor internals (without fuel), all
4 residual heat removal systems (RHR), the
volume control system (VCS) and the
RWCU. The reactor coolant storage system
(RCSS), the liquid waste water treatment and storage system (WWTS) and
the plant’s nuclear exhaust system were
218
Fig. 4. Schematic drawing of the decontamination area at KKU including all major flow paths.
Base Material
System
Incoloy 800
Surface Area
[m²]
~[ft²]
SG tubes
17,500
188,000
Austenitic weld cladding
Primary circuit, RPV incl.
core shroud
4,500
48,000
Austenitic CrNi steel
Auxiliary systems
500
5,400
Tab. 2. Main surface and materials of the decontamination area.
used as support systems to the FSD application.
Additionally, an extensive integration
of drain and vent lines into the decontamination area via hose connections was performed to increase the exchange of matter
in areas with low flow and in dead legs to
maintain an additional decontamination
success and, furthermore, reduce the risk
of sedimentation of hot particles inherent
in NPP systems.
All technical modes of operation during
the application as well as the chemical
process analysis and control were performed in close cooperation between the
plant and Areva personnel.
The chemical process was adapted to
the given plant size and dimensions. The
volume of the decontamination area
amounted to 540 m3 (approx. 142,000 gal)
with a total surface of 22,500 m2 (approx.
242,000 ft2). Table 2 lists the surface distribution of the predominant materials. The
steam generators (SG) account for 78 percent of the total surface.
During the FSD, the following plant systems and components were configured and
operated as described below:
• All 4 main coolant pumps (RCP) as well
as the pumps of the RHR system provided process heat and circulation of the
decontamination solution.
• The CVCS charging pumps were replaced by an external pump to ensure
smooth operation, but were kept in
stand by for redundancy.
• All 4 RHR systems provided temperature regulation.
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
ter the FSD application. Due to plugged
tubes in the complete periphery of SG 4
(YB40) minimally increased dose rates
were measured in the SG after the FSD.
In addition to dose rate measurements,
SG 4 (YB 40) was inspected by opening the
manhole. Figure 7 shows metallically clean
surfaces inside the water chamber (hot
leg) after the FSD.
Smear tests of the surfaces inside the
water chamber (chamber, tubes and divider plate) demonstrated that the resulting
loose surface contamination and the actinides are within a manageable range for
health physics to plan and perform all future activities. Therefore, no additional cy-
Activity & Corrosion Products Removed
Corrosion products (Fe, Cr, Ni)
459 kg
Total activity removed (> 99% Co-60)
9.1 E13 Bq (2,460 Ci)
DFs Achieved
DF overall (83 measuring points, MP)
94.5
DF primary circuit (26 MP)
158
DF SG tubes (16 MP)
147
DF auxiliary systems (CVCS, RHR, 41 MP)
35
Tab. 3. FSD results at KKU.
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Dose rate / [µSv/h] - log. Scale -
key:
VCS line to RHx
Sprayline
Crossover
Loop "cold leg" after RCP
Loop "cold leg"
Loop "hot leg"
Surgeline elbow
Surgeline horizontal
Surgeline vertical
2nd cycle
1st cycle
3rd cycle
4th cycle
5th cycle
Fig. 5. Reduction of the contact dose rate during FSD progression at loop line 20.
Dose rate before FSD
Average DF = 147 (16 MP)
10
Dose rate after FSD
Plugged tubes
positioned mainly in the
outer rim of SG 4
Average: 745 µSv/h
1
0.1
0.01
SG YB 40 (17 m)
- cold leg -
SG YB 40 (17 m)
- hot leg -
SG YB 40 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 40 (14,5 m)
- hot leg -
SG YB 30 (17 m)
- cold leg -
SG YB 30 (17 m)
- hot leg -
SG YB 30 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 30 (14,5 m)
- hot leg -
SG YB 20 (17 m)
- cold leg -
SG YB 20 (17 m)
- hot leg -
SG YB 20 (14,5 m)
- cold leg -
SG YB 10 (17 m)
- cold leg -
SG YB 10 (17 m)
- hot leg -
0.001
SG YB 20 (14,5 m)
- hot leg -
Average: 6 µSv/h
SG YB 10 (14,5 m)
- cold leg -
The FSD on-site performance was applied
as scheduled (see Figure 3).
In total 5 HP/CORD UV decontamination cycles were performed giving excellent results. The removal of a total activity
inventory of 9.1 E+13 Bq (2,460 Ci) resulted in an average overall decontamination
factor of 94.5. The results obtained are
summarized in Table 3.
Figure 5 outlines the reduction of the
contact dose rate during FSD progression
at loop line 20. This is exemplary for the
outstanding results in the whole primary system. The average contact dose rate
at all 4 loop lines resulted in 40 µSv/h
(0.04 mRem/h).
(cycle 5 incl. final clean up / flushing program)
SG YB 10 (14,5 m)
- hot leg -
Results
Progression of dose rate loop 20 during FSD
Dose rate / [mSv/h] - log. Scale -
• Negative pressure suction head (NPSH)
for the RCP was accomplished with one
of the RHR accumulators.
• The pressurizer (PZR) was solid to
maintain decontamination success on
the complete surface.
• All spray lines were operated continuously to maintain an optimum decontamination result.
• Additionally, during certain phases, the
RWCU system supported clean-up of
the decontamination solution.
• Plant spent resin tanks were employed
for all spent decon resins
• FSD mode of operation:
• System temperature: up to 95 °C
(203 °F)
• System pressure: ~21 bar (305 psi).
The external decontamination equipment
AMDA was used for:
• Injection of chemicals
• Representative sampling for process
control
• Mechanical filtration of the decon solution
• By-pass clean-up of the decon solution
through ion-exchange resins
• UV decomposition of the decontamination chemicals after each cycle to minimize waste
Fig. 6. Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD.
The excellent results are illustrated in
Figure 6 by the low contact dose rates at
the 4 SGs.
Figure 6 also features a comparison of
contact dose rates at all 4 SGs before and af-
cle to remove loose superficial contamination was performed.
During FSD an overall of 459 kg of corrosion products (Fe, Cr, Ni) were removed from the decontamination area. This
219
Decontamination technologies
resulted in a total volume of 19 m3 (678 ft3)
of ion-exchange resins. This amount al-
ready includes the quantity for the manganese resulting from the pre-oxidation step.
Fig. 7. Example for metallically clean surfaces inside the water chamber (hot leg) after the FSD.
Chemicals
The coherence of activity output and
oxide layer removed during the single cycles is shown in Figure 8.
Efficient and optimal control of the
chemical process resulted in lower consumption of chemicals and extensive savings of radioactive waste generated along
with overall cost-savings for the plant (see
Table 4).
The primary coolant was permanently
filtered by applying the fully automated,
TÜV-certified AMDA bag filter module.
The first bag filter exchange (mesh size
10 µm, 8 filters) was already performed
during commissioning phase. At that
time, the contact dose rate at the module was high and the filter modules only
filtered primary coolant. Single bag filter dose rates amounted to the average of
150 mSv/h.
In the course of the decontamination, the filter mesh size was reduced to
1 µm. In total 8 bag filter changes were
performed with an average filter dose
rate of 200 mSv/h. In total approximately
9E+12 Bq of activity (Co-60) was removed during the application only by filtration.
Planned
Actual
22
20
10.5
4.9
Conclusion
6
2.6
Planned
Actual
Evaporator concentrate (m³)
30
~ 11.5
Ion-exchange resins (m³)
21
19
AMDA bag filter
(number of changes)
10
8
NPP filter
(number of changes)
10
2
FSD at KKU – the first FSD of a shut
down plant in Germany in the aftermath
of the Fukushima accident – was completed on schedule with great success.
The overall collective personnel dose
was less than 70 mSv for all on-site activities.
FSD provided high dose reduction in
the primary and auxiliary systems of the
plant. The resulting low contact dose
rates at the heavy components of the primary system will facilitate all planned activities in the future. The ambient dose
rate in the areas of the primary system was
lowered by up to a factor of 100. This will
effectively decrease the CRE for all personnel involved in the following on site activities.
This great success is the achievement
of the excellent team work between both
project teams of E.ON Unterweser and
Areva during planning and execution of
the FSD.
The effective application of the HP/
CORD UV process in addition with the decontamination equipment AMDA lowered
the amount of radioactive waste and led to
overall cost-savings for the plant.
FSD application ensures the plant’s ability to return to service within the framework of its existing operating license. At
the same time it creates outstanding conditions for possible future decommissioning
activities.

Permanganic acid (m³)
Oxalic acid (Mg)
Hydrogen peroxide (m³)
Radioactive Waste
Tab. 4. FSD at KKU: Comparison planned/actual data.
4.8 E13
1.4 E13
1.5 E13
1.1 E13
3.4 E12
9.1 E13
3.92
4.0
1.0E+14
1.0E+13
3.0
1,0E+12
2.0
1.0E+11
1.42
0.90
1.0
0.72
1.0E+10
0.58
0.30
0.0
1
1st cycle
2nd 2cycle
3
3rd cycle
4th 4cycle
5
5th cycle
Gesamt
total
1.0E+09
Fig. 8. Coherence of activity output and oxide layer removed during the single cycles of the FSD.
220
Activity removed / [Bq]
Oxide layer removed / [µm]
5.0
atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April