Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011
Transcrição
Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011
Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 81 82 83 84 92 93 94 95 95 95 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 97 98 98 98 98 99 99 102 107 107 108 109 109 110 110 110 111 111 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 113 113 113 113 114 114 114 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. rich t 200 8 nisse der Wiederholungsprüfungen, den radio- ENSI, ung sbe For sch und ung sErf ahr CH-52 32 Vil lige n-ENS I (Sc hweiz ), Tel efo n +41 (0)56 310 38 11, Fax +41 (0)56 310 39 95 und EN SI Auf sich tsb eric 8 ht 200 ENSI-AN-6803 ISSN 1661-2906 EN SI ENSI Strahlenschutzbericht 2008 ENSI-A ISSN N-6802 1661-2 884 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 eiz 1018 sc hw h t 2ch0erheit in den ricch en Si tsbbeenuri kle ar icichhts zu r AAuufsfs N-6800 ENSI-A 1-2868 166 ISSN ENSI, CH-52 lige 32 Vil n-ENS hw I (Sc Telefo eiz), n +41 (0)56 310 Fax 38 11, +41 (0)56 310 und 39 95 +41 (0)56 310 www.e 39 07, 4 he er isc rn n Ke an lag en Strahlenschutzbericht 2008 Strahlenschutzbericht 2011 +41 (0)56 310 39 07, www.e nsi.ch E rfa h ru n g ss- uunn En tw dd FFoo ick lu rsrs c hu ng en im Be ch unnggsbsb re ich eeririchc de r Gr un th t22 dl ag 0 en de r nu kle 08 11 ar en Au fsi ch t nsi.ch 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 ❚ 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 ❚ 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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% ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 21 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 ❚ 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. Bericht der Forscher in Anhang A Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit sichtsbehörde U.S.NRC ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk 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- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI wachsen war. ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner Im Rahmen der Schweizer Beteiligung wurden im Bericht der Forscher in Anhang A 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Im Teilprojekt SP 2 wird neben den aufwendigen ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk Nachuntersuchungen der Proben mit der Entwick- Bericht der Forscher in Anhang A 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 Bericht der Forscher in Anhang A Kernkraftwerken sind die Bestrahlungsproben des 30 Auftragnehmer: Helmholtz-Zentrum Dresden-Ros- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- Auftragnehmer: OECD-NEA 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Auftragnehmer: OECD-NEA 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Auftragnehmer: OECD-NEA 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. Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Auftragnehmer: OECD-NEA 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Projektziele des Berichtsjahres und 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 ❚ 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 Blind pre-computation 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Blind pre-computation 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- Blind pre-computation 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & 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- ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- Bericht der Forscher in Anhang A 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- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 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. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & 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 ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Abbildung 8: Schematische Darstel lung des eingebetteten Kashiwazaki-Reaktor gebäudes (Quelle: B&H). Standort wurden die Erschütterungen in Bohrlö- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit noch bis Ende Mai 2012 Zeit zur Abgabe ihrer ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Projektziele des Berichtsjahres und 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI chergestellt, dass der Anwender der CESA-Metho- ENSI-Projektbegleiter: Gerhard Schoen de die für die Quantifizierung benötigten Daten Bericht der Forscher in Anhang A (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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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, Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI die noch untersucht werden. Im Rahmen des EU- ENSI-Projektbegleiter: Torsten Krietsch, Andreas Projekts NURISP wurde das Brennstabgitter-Pro- Gorzel gramm APOLLO weiterentwickelt. Benchmark- Bericht der Forscher in Anhang A 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 53 Decks (Eingabedaten) für Transienten mit Versa- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI und GOTHIC wurde das am PSI durchgeführte Ex- ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle periment PANDA ISP-42 ausgewählt. Bei PANDA Bericht der Forscher in Anhang A 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Am Anfang des Jahres 2011 wurde die Einstellung Bericht der Forscher in Anhang A 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 55 Projektziele des Berichtsjahres und 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI wegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker den meisten Rechencodes für Leichtwasserreak- Bericht der Forscher in Anhang A 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 Bericht der Forscher in Anhang A 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bericht der Forscher in Anhang A 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit hat die Möglichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen. Durch das Projekt können die komplexen Phänogungen besser verstanden werden. Diese Erkennt- Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Forschungsresultate beispielsweise Erkenntnisse 61 kann. Bemerkenswert ist die konsequente Ausrich- 1.6.1Strahlenschutzforschung tung der MSWI-Forschungsarbeiten auf unmittel- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI bare Anwendbarkeit der Resultate in den oben ge- ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier nannten Bereichen, insbesondere für SWR, wel- Bericht der Forscher in Anhang A 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 ❚ 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- Projektziele des Berichtsjahres und 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Bericht der Forscher in Anhang A 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 67 Projektziele des Berichtsjahres und 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Auftragnehmer: OECD-NEA 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»- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Projektarbeiten konzentrierte sich deshalb in die- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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: Generisches Modell für das zweite Benchmark. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 75 Abbildung 19: Generisches Modell für 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Lösungen der numerischen Modellierung von Gas- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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 Bericht der Forscher in Anhang A 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 Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projektziele des Berichtsjahres und 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- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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). ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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: Schéma de l’alimen tation électrique des tranches 1 à 4 de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi après le tsunami (sour ce: ENSREG). ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Principaux événements sur la tranche 2 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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). ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Principaux événements sur la tranche 3 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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: Schéma de l’alimen tation électrique de la tranche 6 à la tranche 5 (source: TEPCO). 92 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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; ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 International Cooperation 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. [2]Halden Reactor Project Programme Proposal 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). [5]Halden Reactor Project Programme Proposal 2012, HP-1334. 126 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Project IFA-638– TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys Author und Co-author(s) 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projekt IFA-638 TEM examinations 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projekt IFA-638 TEM examinations 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 Projekt IFA-638 TEM examinations 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Projekt IFA-638 TEM examinations 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- National Cooperation 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 International Cooperation 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 Perspectives for 2012 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. [1]M. Nakata and E. Hauso, Summary of charac- [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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 % ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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! ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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) ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Perspectives for 2012 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- laboratory produced IDSCC cracks», PARENT- actor Pressure Vessel Steel Dissimilar Metal Meeting, May 2011. Weld Joints in Simulated Boiling Water Reactor Normal Water Chemistry Environment», 8. References in: 36th MPA-Seminar, Paper No. 31, Stuttgart, Germany, October 7–8, 2010. [9]K. Kumagai et al., «Effects of K and anion im- [1]Strategiepapier «Regulatorische Sicher purity concentration on crack growth kinetics heitsforschung der HSK», HSK-AN-6536, April near alloy 182/A533B weld overlay boundar- 2008. ies in BWRs», in 14th International Conference [2]H.P. Seifert, «Research in the Field of Plant Life- on Environmental Degradation of Materials time Management of Primary Pressure Bound- in Nuclear Systems – Water Reactors, NACE/ ary Components of LWR», PSI-AN-43-06-02, TMS/ANS, Virginia Beach, Virginia, USA, Au- February 26, 2006. gust 23–27, 2009. [3]H.P. Seifert, H. Leber, S. Ritter, «Projektantrag [10]S. Ritter, H.P. Seifert, «Environmentally-assist- KORA-II zu Handen der ENSI», PSI AN-46-09- ed crack initiation behaviour of low-alloy steel 02, January 19, 2009. in simulated BWR environment – effect of [4]M. Ramesh, «Thermomechanical Fatigue Be- chloride», 18th International Corrosion Con- havior of Austenitic Stainless Tube and Pipe gress 2011 Paper 429, Perth, Australien, No- Steels under Light Water Reactor Relevant vember 20–24 2011. Temperature Conditions and Associated Mi- [11]M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, S. Vir- crostructural Evolution», DISS. ETH Nr. 19137, tanen, T. Suter, «Application of the electro- ETH Zürich, Switzerland, June 2010. chemical micro-capillary technique to study [5]H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Corrosion intergranular stress corrosion cracking of fatigue crack growth behaviour of austenitic austenitic stainless steel on the micrometre stainless steels under light water reactor con- scale», Corrosion Science 55 (2012) 126–132. 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- sion fatigue initiation and short crack growth AN-46-11-09, November 2011. 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 % ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. 6. Assessment of 2011 and 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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, 42(9), pp. 799–808. [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- sani-Dadras, I. Günther-Leopold and N. Kivel, 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- sani-Dadras, I. Günther-Leopold and N. Kivel, 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 [7]R.L. Cowan, C.C. Lin, W.J. Marble and C.P. NORA Research Project and Preliminary Results», Ruiz, «Hydrogen Water Chemistry in BWRs», ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 in: 5th Int. Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, NACE, Monterey, CA, USA, August 25–29, 1991. ANS, Whistler, B.C., Canada, August 19–23, 2007. [12]S. Hettiarachchi, R.M. Horn, Y.-J. Kim and P.L. Andresen, «Electrochemical Corrosion Poten- [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- cking», in http://www.patentvest.com/con- lear Power Systems – Water Reactors, NACE/ sole/reports/docs/grant/06793883.html, G.E. TMS/ANS, Virginia Beach, USA, August 23– Co., Editor, 2004: USA. 27, 2009. [9]P.L. Andresen, Y.-J. Kim, T.P. Diaz and S. Het- [13]S. Ritter, V. Karastoyanov, S. Abolhassani-Da- tiarachchi, «Online NobleChem Mitigation dras, I. Guenther-Leopold, and N. Kivel, «In- Int. Conference on Envi- vestigation of Noble Metal Deposition Behavi- ronmental Degradation of Materials in Nuc- our in Boiling Water Reactors – the NORA Pro- lear Power Systems – Water Reactors, NACE/ ject», PowerPlant Chemistry, 2010, 12(11), TMS/ANS, Snowbird, UT, USA, August 14–18, pp. 628–635. of SCC», in: 12th [14]S. Ritter, H.P. Seifert, I. Günther-Leopold, 2005. [10]Y.-J. Kim, «Effect of Variations in Simulated N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras and J. Bertsch, BWR Water Chemistry on High Temperature «Project Proposal: NORA (Noble Metal De- Electrochemistry of Stainless Steel», in: COR- position Behaviour in Boiling Water Reac- ROSION 2005, NACE, Paper No. 579, Hous- tors)», Other, PSI Aktennotiz AN-46-09-12, ton, TX, USA, April 3–7, 2005. Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, December [11]Y.-J. Kim, P.L. Andresen, S. Hettiarachchi and 2009. T.P. Diaz, «Effect of Variations in Noble Metal [15]M. Guillong, P. Heimgartner, Z. Kopajtic, 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 155 PISA Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis Author und Co-author(s) 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 subjected to the 3 cm2 leak transient, without considering WPS. Figur 10 (right): Conditional probabilities for crack initiation and failure of the RPV subjected to the 70 cm2 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 6. Assessment of 2011 and Perspectives for 2012 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 163 7. Publications 9. References ❚ G. Qian, M. Niffenegger, S. Li, Probabilistic [1]M. Niffenegger, H.P. Seifert, Projektantrag PISA analysis of pipelines with corrosion defects by zu Handen des ENSI, AN-46-09-03, 10.1.2009. using FITNET FFS procedure, Corrosion Science, [2]ENSI Research Report 2010. 53(2011) 855-61. [3]S. Chapuliot et al., WPS Criterion propositi- ❚ G. Qian, M. Niffenegger, Probabilistic fracture on based on experimental database interpre- assessment of piping systems based on FITNET tation, Fontevraud 7, 26–30 September 2010 FFS procedure, Nuclear Engineering and Design, Contribution of Materials Investigations to im- 241 (2011) 714-22. prove the Safety and Performance of LWRs, pa- ❚ Y. Hong, G. Qian, Effect of aqueous environment per reference no.A0141. on high cycle and very-high-cycle fatigue beha- [4]U. Alsmann, Werkstoffmechanische Untersu- viour for a structural steel, Key Engineering Ma- chungen zu den Mechanismen des Vorbelas- terials, 462-463 (2011) 355-360. tungseffekts, Diss. MPA Stuttgart 2002. ❚ Y. Hong, A. Zhao, G. Qian, C. Zhou, Fatigue [5]R. Beleznai and Sz. Szavai, Analysis of Warm strength and crack initiation mechanism of ve- Prestressing effect on fracture toughness of re- ry-high-cycle fatigue for low alloy steels, Metal- actor pressure vessel steels, Strength of Mate- lurgical & Materials Transactions A, 2011, DOI: 10.1007/s11661-011-0816-7. rials, Vol. 42, No. 1, 2010. [6]D. Moinereau et al., NESC VII (2008–2012), A European project (NESC VII) for the application 8. Conferences and Seminars of WPS in RPV assessment including biaxial loading, Status September 2011. [7]M. EricksonKirk, et al., Technical Basis for Re- ❚ NULIFE network meeting, September 11–15, 2011, Espoo, Finland. ❚ SMiRT 21, November 5–12, 2011, New Delhi, India. vision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10CFR 50.61): Summary Report, NUREG 1806, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, May, 2006. [8]U.S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.154, Format and Content of Plant-Specific Pressurized Thermal Shock Safety Analysis Reports for Pressurized Water Reactors, 1987. 164 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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)- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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: MC der TL-orientierten 0,4T SE(B)-Proben, KJc(1T) über T-T0; Auswertung nach der KTA 3203 [5] und ASTM E 185-10 [6]. Abbildung 8: MC der TS-orientierten 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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): MC der TL-orientierten 1T C(T)-Proben, KJc(1T) über der Prüftemperatur. Abbildung 12 (rechts): MC der TS-orientierten 1T C(T)-Proben, KJc(1T) über der Prüftemperatur. 170 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 [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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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). ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- of Ground Motion at Rock Sites Based on Shear- line: http://esg4.eri.ucsb.edu/sites/esg4.eri.ucsb. Wave Velocity Profiles from Japan and Switzer- edu/files/5.23%20Poggi%20et%20al.pdf [last land. Bulletin of the Seismological Society of accessed 28/11/11]. ❚ D . Roten, D. Fäh and J. Laue (2011), Applica- America, 101(6). ❚ V. Poggi, B. Edwards and D. Fäh (2011), Cha- 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. 2011, Santa Barbara, California. Available On- ❚ M. Spada, S. Wiemer, and E. Kissling (2011), line: http://esg4.eri.ucsb.edu/sites/esg4.eri.ucsb. Quantifying a Potential Bias in Probabilistic Seis- edu/files/2.8%20Roten%20et%20al.pdf [last mic Hazard Assessment: Seismotectonic Zonati- accessed 28/11/11]. on With Fractal Properties. Bulletin of the Seismological Society of America, 101(6). ❚ M. Gisler und D. Fäh (2011), Grundlagen des Ma- Referenzen kroseismischen Erdbebenkataloges der Schweiz (1681–1878), Band 2, vdf Hochschulverlag AG [1]N. Abrahamson, G. Atkinson, D. Boore, Y. Bo- an der ETH Zürich, ISBN 978-3-7281-3407-3, zorgnia, K. Campbell, B. Chiou, I. M. Idriss, DOI:10.3218/3407-3. W. Silva and R. Youngs (2008), Comparisons ❚ G. Schwarz-Zanetti und D. Fäh (2011), Grundla- gen des Makroseismischen Erdbebenkataloges of the NGA ground-motion relations, Earthq Spectra, 24(1), 45-66. der Schweiz (1000–1680), Band 1, vdf Hoch- [2]P.-Y.Bard und M. Bouchon (1980a), The schulverlag AG an der ETH Zürich, ISBN 978-3- seismic response of sediment-filled valleys. 7281-3406-6, DOI:10.3218/3406-6. Part 1. The case of incident SH waves. Bull. seism. Soc. Am., 70(4):1263– 1286, August. Poster presentations and extended abstracts related to the project (November 2011): [3]P.-Y. Bard und M. Bouchon (1980b), The seis- ❚ B. Edwards, V. Poggi and D. Fäh (2011), A Predic- The case of incident P and SV waves. Bull. tive Equation for the Vertical to Horizontal Ratio seism. Soc. Am., 70(5): 1921–1941, October. of Ground-Motion at Rock Sites Based on Shear [4]L. F. Bonilla, P.-C. Luis, und S. Nielsen (2006), Wave Velocity Profiles. 4th IASPEI/IAEE Interna- 1d and 2d linear and nonlinear site response tional Symposium: Effects of Surface Geology in the Grenoble area. In Third International on Strong Ground Motion, 2011, Santa Barba- Symposium on the Effects of Surface Geolo- ra, California. Available Online: http://esg4.eri. gy on Seismic Motion, Grenoble, France, 30 ucsb.edu/sites/esg4.eri.ucsb.edu/files/5.22%20 August–1 September 2006, number 82. Edwards%20et%20al.pdf [last accessed 28/11/11]. mic response of sediment-filled valleys. Part 2. [5]K. W. Campbell (1997), Empirical near-source attenuation relationships for horizontal and ❚ B . Edwards, D. Fäh and D. Giardini (2011), A vertical components of peak ground accele- Stochastic Ground-Motion Model for Switzer- ration, peak ground velocity, and pseudo-ab- IASPEI / IAEE International Symposium: solute acceleration response spectra, Seism. land. 4th Effects of Surface Geology on Strong Ground Res. Lett. 68, 154–179. Motion, 2011, Santa Barbara, California. Availa- [6]L. A. Dalguer und S.M. Day (2007), Stag- ble Online: http://esg4.eri.ucsb.edu/sites/esg4. gered-grid split-node method for sponta- eri.ucsb.edu/files/3.3%20Edwards%20et%20 neous rupture simulation. J. Geoph. Res., al.pdf [last accessed 28/11/11]. 112:B02302. ❚ V . Poggi, B. Edwards and D. Fäh (2011), Cha- [7]S. Drouet, F. Cotton und P. Gueguen (2010), racterizing the Vertical to Horizontal Ratio of nu(S30), kappa, regional attenuation and 180 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 M-w from accelerograms: application to ma- [17]S.-Y. Iai, Y. Matsunaga, und T. Kameoka gnitude 3-5 French earthquakes, Geophys. J. (1990), Parameter identification for a cyclic Int., 182(2), 880-898. mobility model. Report of the Port and Har- [8]B. Edwards, B. Allmann, D. Fäh und V. Pog- bour Research Institute, 29:57–83. gi (2010b), Stochastic model for Switzerland, [18]X. S. Li, ZL Wang und C.K. Shen (1992), SUM- Swiss Seismological Service Technical Report: DES: a nonlinear procedure for response ana- SED/PRP/R/006/20091130, for the swissnuc- lysis of horizontally-layered sites sub jected to lear PEGASOS Refinement Project. multi-directional earthquake loading. Depart- [9]B. Edwards, D. Fäh und D. Giardini (2011a), Attenuation of seismic shear wave energy in Switzerland. Geophys. J. Int., 185(2), 967-984. doi: 10.1111/j.1365-246X.2011.04987.x. ment of Civil Engineering, University of California, Davis, page 86. [19]P. M. Mai, W. Imperatori und K. B. Olsen (2010), Hybrid Broadband Ground-Motion Si- [10]B. Edwards, V. Poggi und D. Fäh (2011b), A mulations: Combining Long-Period Determi- Predictive Equation for the Vertical to Hori- nistic Synthetics with High-Frequency Mul- zontal Ratio of Ground-Motion at Rock Sites tiple S-to-S Backscattering. Bull. seism. Soc. based on Shear Wave Velocity Profiles: Application to Japan and Switzerland. Submitted to Bull. Seism. Soc. Am. Am., 100(5A): 2124–2142. [20]B. Mena, P. M. Mai, K. B. Olsen, M. D. Purvance und J. N. Brune (2010), Hybrid Broad- [11]B. Edwards, V. Poggi und D. Fäh (2011c), Cha- band Ground-Motion Simulation Using Scat- racterizing the vertical to horizontal ratio of tering Green’s Functions: Application to Lar- ground-motion at soft sediment sites derived ge-Magnitude Events. Bull. seism. Soc. Am., from recorded ambient vibrations. Schweize- 100(5A): 2143–2162. rischer Erdbebendienst ETH Zürich, In techni- [21]K. B. Olsen, S. M. Day, L. A. Dalguer, J. May- cal Report SED/PRP/R/031/20110630, for the hew, Y. Cui, J. Zhu, V. Cruz-Atienza, D. Ro- Pegasos Refinement Project. ten, P. Maechling, T. Jordan, D. Okaya und [12]D. Fäh, D. Giardini, P. Kästli, N. Deichmann, M. A. Chourasia (2009), Shakeout-d: Ground Gisler, G. Schwarz-Zanetti, S. Alvarez-Rubio, motion estimates using an ensemble of lar- S. Sellami, B. Edwards, B. Allmann, F. Beth- ge earthquakes on the southern san andreas mann, J. Wössner, G. Gassner-Stamm, S. Frit- fault with spontaneous rupture propagation. sche, D. Eberhard, 2011, ECOS-09 Earthqua- Geophys. Res. Lett., 36:L04303. ke Catalogue of Switzerland Release 2011 [22]V. Poggi, B. Edwards und D. Fäh, (2011c), Report and Database. Public catalogue, 17. V/H of 5% Damped Response Spectra for NPP 4. 2011. Swiss Seismological Service ETH Zu- sediment sites. . Schweizerischer Erdbeben- rich, Report SED/RISK/R/001/20110417. dienst ETH Zürich, in technical report SED/ [13]D. Giardini, S. Wiemer, D. Fäh und N. Deich- PRP/R/031/20110702, for the Pegasos Refi- mann (2004), Seismic hazard assessment of Switzerland, 2004, SED internal report. [14]M. Gisler und Fäh, D. (2011), Grundlagen nement Project. [23]J.H. Prévost (2010), Dynaflow. Princeton University, Princeton, NJ. des Makroseismischen Erdbebenkataloges [24]D. Roten, D. Fäh, L.F. Bonilla, S. Alvarez-Ru- der Schweiz (1681–1878), Band 2, vdf Hoch- bio, TM Weber und J. Laue (2009), Estimation schulverlag AG an der ETH Zürich, ISBN 978- of non-linear site response in a deep Alpine 3-7281-3407-3, DOI:10.3218/3407-3 valley. Geophys. J. Int., 178(3):1597–1613. [15]B. Goertz-Allmann, B. Edwards, F. Bethmann, ISSN 1365-246X. N. Deichmann, J. Clinton, D. Fäh und D. Giar [25]D. Roten, K.B. Olsen, J. Pechmann, V. Cruz- dini (2010), A new empirical magnitude sca- Atienza und H. Magistrale (2011b), 3-D ling relation for Switzerland. BSSA submitted. Ground motion modeling for M7 dynamic 16. rupture earthquake scenarios on the Wasatch [16]Z. Gülerce und N. Abrahamson (2011), Site- fault, Utah. Part I: Spontaneous rupture simu- Specific Design Spectra for Vertical Ground- lations and wave propagation. Bull. seism. Motion, accepted for publication in Earthquake Spectra. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Soc. Am., in press. [26]G. Schwarz-Zanetti und D. Fäh (2011), Grund- 181 lagen des Makroseismischen Erdbebenkata- [29]S. Wiemer, M. Garcia-Fernandez und J. P. loges der Schweiz (1000–1680), Band 1, vdf Burg (2009), Development of a seismic sour- Hochschulverlag AG an der ETH Zürich, ISBN ce model for probabilistic seismic hazard 978-3-7281-3406-6, DOI:10.3218/3406-6. assessment of nuclear power plant sites in [27]M. Spada S. Wiemer und E. Kissling (2011), Switzerland: the view from PEGASOS Expert Correcting a potential bias in Probabilistic Group 4 (EG1d), Swiss Journal of Geo-scien- Seismic Hazard Assessment: Seismotectonic ces, 102(1), 189-209. Zonation with fractal properties. Bull. Seismol. Soc. Am., in press. [28]T. Weber, J. Laue und S. M. Springmann (2007), Geotechnical laboratory tests for [30]S. Wiemer, D. Giardini, D. Fäh, N. Deichmann und S. Sellami (2008), Probabilistic Seismic Hazard Assessment of Switzerland: Best Estimates and Uncertainties, J. Seismology. identification of soil parameters for the cyclic mobility model of sandy soil from Visp (VS). Project report – SHAKE-VAL 2, ETH Zürich, Institute for Geotechnical Engineering. 182 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Human Reliability Analysis Author und Co-author(s) V.N. Dang, L. Podofillini Institution Paul Scherrer Institut Address OHSA/D16, 5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address +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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 EOC plant-specific pilot study III 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 Quantification of EOCs 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 sessment in the U.S. HRA Empirical Study. 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Technical Basis for Seismic HRA ter to the power plant. An example is the 1995 ❚ Detailed overview of earthquake experiences at Kobe earthquake with 6434 reported fatalities, selected nuclear power plants. 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- National Cooperation 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- International Cooperation 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 sessment in the U.S. HRA Empirical Study. 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- EOC plant-specific pilot study III 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 Technical Basis for Seismic HRA the agreement reached in 2011 with a Swiss plant. 5. Detailed overview of earthquake experiences at selected nuclear power plants. Quantification of EOCs 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. References While a comprehensive understanding of the accident will take time, most plants have added tech- [1]B. Reer, Outline of a Method for Quantify- nical measures and are updating their emergency ing Errors of Commission, LEA 09-302, Paul planning and procedures to reflect the emerging Scherrer Institut, Villigen PSI, 2009. lessons learned. This may imply that the experi- [2]B. Reer, V.N. Dang, Situational Features of Er- ence prior to 2011 will increasingly reflect differ- 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. stitute, Villigen PSI, 2009. For 2012, the work will continue with the prepa- [3]B. Reer, An Approach for Ranking EOC Situ- ration of a survey to be used for a structured elici- ations Based on Situational Factors. LEA 09- tation from a diversity of experts (human factors, 304, Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, 2009. psychology, nuclear operations, emergency pre- [4]E. Lois, V.N. Dang, J. Forester, H. Broberg, paredness) of information relevant to the technical S. Massaiu, M. Hildebrandt, P.Ø. Braarud, basis for seismic HRA diverse experts. G.W. Parry, J.A. Julius, R. Boring, I. Männistö, A. Bye, International HRA Empirical Study – Publications Phase 1 Report: Description of Overall Approach and Pilot Phase Results from Comparing HRA Methods to Simulator Performance ❚ L . Podofillini, V.N. Dang, O. Nusbaumer, D. Dres, Data, NUREG/IA-0216 Vol. 1, U.S. Nuclear «First Results from a Study for Errors of Commis- Regulatory Commission, Washington, D.C., sion for a Boiling Water Reactor», Proc. ANS Int. 2009. Topical meeting on Probabilistic Safety Assess- [5] E. Lois, V.N. Dang, G. Parry, J. Forester, H. Bro- ment and Analysis (PSA 2011), Wilmington, NC, berg, S. Massaiu, R.L. Boring, P.O. Braarud, USA, 13–17 March 2011, CD-ROM. H. Broberg, J. Julius, I. Männistö, P. Nelson, ❚ J . Forester, M. Hildebrandt, H. Broberg, R. Nowell, A. Bye, «International HRA Empirical Study – H. Liao, V.N. Dang, M. Presley, A. Bye, J. Marble, Phase 2 Report, Results from Comparing HRA E. Lois, B. Hallbert, T. Morgan, US HRA Empirical Methods to HAMMLAB Simulator Data on Study – Comparison of HRA Method Predictions SGTR Scenarios, Halden Work Report HWR- to Operating Crew Performance in a US Nuclear 915, March 2010. Power Plant Simulator and an Assessment of the [6]L. Podofillini, V.N. Dang, E. Zio, P. Baraldi, Consistency of HRA Method Predictions, draft M. Librizzi, Using Models To Incorporate Ex- report for review, June 2011. pert Knowledge In Human Reliability Analysis ❚ A . Bye, E. Lois, V.N. Dang, G. Parry, J. Forester, S. Massaiu, R. Boring, P.O. Braarud, H. Broberg, – A Dependence Assessment Method. Risk Analysis, Vol. 30, 2010, 8, pp. 1277–1297. J. Julius, I. Männistö, P. Nelson, International [7] F.V. Jensen, T.D. Nielsen, Bayesian Networks HRA Empirical Study – Phase 2 Report, Results and Decision Graphs, Springer, New York, from Comparing HRA Methods to HAMMLAB USA, 2007. Simulator Data on SGTR Scenarios, NUREG/IA- [8]H. Langseth, L. Portinale, Bayesian Networks 0216, Vol. 2, U.S. Nuclear Regulatory Commis- in Reliability, Reliability Engineering and Sys- sion, Washington, D.C., August 2011. tem Safety 92 (2007), 92-108. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 191 [9]Decision Systems Laboratory, University of [11]Y.J. Chang, D. Mercurio, V.N. Dang, A. Mosleh, Pittsburgh: GeNIe modeling environment, Recent Developments and Insights from Ap- http://genie.sis.pitt.edu/. plication of ADS-IDAC Dynamic PRA Platform, [10]World Nuclear Association: Nuclear Power Proc. 9th Int. Conf. on Probabilistic Safety As- Plants and Earthquakes, Nov. 2010, http:// sessment and Management (PSAM9), Hong www.world-nuclear.org/info/inf18.html, retrieved Nov. 2010. Kong, China, 18.–23.05.2008. [12]D. Mercurio, «Discrete Dynamic Event Tree Modeling and Analysis of Nuclear Power Plant Crews for Safety Assessment», Doctoral Thesis No. 19321, ETH Zürich, Dec. 2010. 192 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut Address CH-5232 Villigen PSI 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, 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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). ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 −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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 National Cooperation 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 International Cooperation 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 and Perspectives for 2012 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Publications [5] H. Ferroukhi, G. Khvostov, T-W. Kim, ENSI On-Call 2011 – Fuel Behaviour in KKM Spent [1] T-W. Kim, ENSI On-Call 2010: Analysis of Fuel Pool under Evaporation and Boil-Off Large-Break Loss-of-Coolant Accident (LBL- Conditions. PSI Technical Report TM-41-11- OCA) for KKG. PSI Technical Report TM-4110-28 (February 2011). 09 (September 2011). [6] W. Wieselquist, ENSI On-Call 2011 – Pilot [2] G. Khvostov, H. Ferroukhi, ENSI On-Call Study on Core Licensing Verification for KKB1 2010: Thermo-Mechanical Studies with FAL- Cycle 40 using CMSYS Models. PSI Technical CON/GRSW-A related to KKG Fuel Rod Fail- Report TM-41-11-10 (August 2011). ures from MPS-assisted PCI during Reactor [7] G. Khvostov, ENSI On-Call 2011 – Review and Start-up. PSI Technical Report TM-41-10-25 Assessment of CARO-E3 Fuel Performance (March 2011). Code. PSI Technical Report TM-41-11-22 [3] H. Ferroukhi, «ENSI On-Call 2011 – KKB1 (October 2011). Control Rod Tip Fluence Estimations».SB- [8] K. Nikitin, A. Manera, Analysis of an ADS XTK-ACT-001-11, Presentation (March 2011). spurious opening event at a BWR/6 by means [4] W. Wieselquist, S. Canepa, P. Grimm, H. Fer- of the TRACE code. Nuclear Engineering and roukhi, Heat Load Calculations for KKM Stor- Design, Vol. 241, Issue 6, June 2011, pp. age Pool. PSI Memorandum, (March 2011). 2240–2247 (2011). 208 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 [9] Y. Aounallah, Scoping Calculations of a High- Meetg. Nuclear Reactor Thermal-hydraulics, Pressure ATWS for KKM with the TRACE NU-RETH-14, Toronto, Canada, September Code. PSI Technical Report TM-41-11-02, 25-30, 2011. 2011. [19] W. Wieselquist, H. Ferroukhi, K. Bernatowicz, [10] J. Freixa, A. Manera, Verification of a TRACE A Trend Analysis Methodology for Enhanced EPR model on the basis of a scaling calcula- Validation of 3-D LWR Core Simulations. tion of an SBLOCA ROSA test. Nuclear En- Proc. Int. Conf. on Mathematics and Com- gineering and Design, Volume 241, Issue 3, putational Methods Applied to Nucl. Science March 2011, pp. 888–896. and Engineering, (M&C2011), Rio de Janeiro, [11] D. Bertolotto, A. Manera, R. Macian-Juan Brazil, May 8–12, 2011. and R. Chawla, Improvement of the one- [20] A. Dokhane, PSI Reference Model Data Re- dimensional dissolved-solute convection port – SIMULATE-3K Methodology for KKL equation using the QUICKEST-ULTIMATE al- Stability Analysis and Development of Plant gorithm. Nuclear Engineering and Design, Vessel Model. PSI Technical Report TM-41- (241): 245–256, January 2011. 11-18 (September 2011). [12] J. Freixa, T-W. Kim, A. Manera, Testing of the [21] A. Dokhane, Validation of SIMULATE-3K Sta- QUICKTEST-ULTIMATE Algorithm to Solve bility Analysis Methodology for KKL Cycle 19 the Dissolved Convection Equation during a and Assessment for Cycles 13 and 10. PSI Boron Dilution Test at the PKL Facility. Proc. Technical Report TM-41-11-19 (September Int. Top. Meetg. Nuclear Reactor Thermalhydraulics, NURETH-14, Toronto, Canada, September 25-30, 2011. 2011). [22] G. Khvostov, W. Wiesenack, M.A. Zimmermann, G. Ledergerber, Some insights into the [13] Y. Aounallah, TRACE Code Simulations of role of axial gas flow in fuel rod behaviour Halden LOCA IFA-650.2, 650.5 and 650.6 during the LOCA based on Halden tests and Tests. PSI Technical Report TM-41-09-24, calculations with the FALCON-PSI code. Nu- 2011. clear Engineering and Design, Vol. 241, Issue [14] T. W. Kim and A. Manera, Prediction of Void 5, May 2011, pp. 1500–1507 (2011). Fraction in a Subchannel and Bundle Ge- [23] G. Khvostov, W. Wiesenack, B.C. Oberlander, ometry with FLICA4 and TRACE. 14th Inter- E. Kolstad, G. Ledergerber, M.A. Zimmer- national Topical Meeting on Nuclear Reactor mann, Post-Test Analysis of the Halden LOCA Thermalhydraulics (NURETH-14), Toronto, Experiment IFA-650.7 using the Falcon Code. Ontario, Canada, September 25–30, 2011. Proc. Enlarged Halden Project Group Meet- [15] V. Petrov, A. Manera, Effect of pump-induced ing EHPGM’11, Norway, October, 2011. cold-leg swirls on the flow field in the RPV of [24] Y. Yun, LBLOCA analysis for EPR fuel rods the EPR – CFD investigations and comparison based on different power operating histories. with experimental results. Nuclear Engineer- PSI Technical Report TM-41-10-24 (March ing and Design, Vol. 241, Issue 5, May 2011, 2011). pp. 1476–1485 (2011). [25] G. Khvostov, K. Mikityuk, M.A. Zimmermann, [16] V. Petrov, Analyses with STAR-CCM+ of A model for fission gas release and gaseous OECD/NEA Vattenfall T-Junction Benchmark swelling of the uranium dioxide fuel coupled applying Large-Eddy-Simulation Methods. with the FALCON code. Nuclear Engineering PSI Technical Report TM-41-11-07 V.0 (May and Design, Vol. 241, Issue 8, August 2011, 2011). pp. 2983–3007 (2011). [17] V. Petrov, OECD/NRC Benchmark based on [26] G. Khvostov, M.A. Zimmerman, W. Lyon, NUPEC PWR Subchannel and Bundle Test M. Pytel, Towards Advanced Modelling of (PSBT) – Single Channel Void Distribution MPS-assisted Cladding Failure during Power Tests applying CFD code Star-CD. PSI Techni- Ramps using the FALCON Code. Proc. Wa- cal Report TM-41-11-24 (September 2011). ter Reactor Fuel Performance Meeting 2011, [18] V. Petrov, A. Manera, Validation of STAR- Chengdu, China, September 11–14, 2011. CCM+ for Buoyancy Driven Mixing in a [27] G. Khvostov. Parameters of fuel rod design PWR Reactor Pressure Vessel. Proc. Int. Top. and test-conditions for the two-run Halden ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 209 LOCA test using KKL BWR high-burnup fuel: [33] O. Zerkak, I. Gajev, T. Kozlowski and M. A. Zim- Pre-calculation with the FALCON fuel behav- mermann, Specifications for advanced tempo- iour code. PSI Technical Report TM-41-10-26 ral coupling schemes in the NURESIM platform. (February 2011). NURISP Technical Report D-3.2.1.2, 2011. [28] G. Khvostov, W. Wiesenack, B.C.Oberländer, [34] O. Zerkak, I. Gajev, A. Manera, T. Kozlowski, 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. September 25–30, 2011. [29] Y. Yun, Evaluation of ALPS LOCA experi- [35] J. Freixa, T-W. Kim, A. Manera, Post-Test ments using KKL fuel. PSI Technical Report Thermal-Hydraulic Analysis of two Interme- TM-41-10-27 (May 2011). diate LOCA Tests at the ROSA Facility includ- [30] D. Bertolotto, A. Manera, R. Chawla, Devel- 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 vances in Nuclear Power Plants (ICAPP2011), 25–30, 2011. Nice, France, May 2-5, 2011. [36] W. Wieselquist, A. Vasiliev and H. Ferroukhi, [31] D. Bertolotto, Coupling a system code with Towards an Uncertainty Quantification computational fluid dynamics for the simu- Methodology with CASMO-5. Proc. of M&C lation of complex coolant reactivity effects. 2011, Rio de Janeiro, RJ, Brazil, May 8–12, EPFL Thesis N° 5227, Lausanne, Switzerland, 2011. October 2011. [37] S. Canepa, A. Dokhane, H. Ferroukhi, J. [32] K. Nikitin, A. Manera, H. Ferroukhi, J. Judd, 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut Address CH-5232 Villigen PSI 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and Perspectives for 2012 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 National Cooperation 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 International Cooperation 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. [7] V. Benčik, Analysis of OECD/CSNI ISP-42 Phase A PANDA Experiment using RE-LAP5/mod3.3 [1] C. Adamsson, Project PASSPORT – A literature and GOTHIC 7.2a Code, in Proceedings of the survey of passive safety systems, PSI report TM- International Conference Nuclear Energy for 41-11-20, 2011. New Europe 2009, Bled, Slovenia, September [2] C. Adamsson, Project PASSPORT – Coupling system codes and field codes, a literature study, PSI report TM-41-11-21, 2011. 14-17, 2009. [8] M. Andreani, Pretest calculations of Phase A of ISP-42 (PANDA) using the GOTHIC con-tainment code and comparison with the experi- References mental results, Nuclear Technology, vol. 148, pp. 35–47, October 2004. [9] M. Huggenberger, C. Aubert, J. Dreier, O. [3] D. Lübbesmeyer and S.N. Aksan, ISP42 (PANDA Fischer, S. Lomperski, and H.J. Strassberger, Tests) Blind Phase Comparison Report, NEA/ IPSS Project, PANDA Isolation Condenser CSNI/R(2003)6, May 2003. Steady-State Tests, Test Report, PSI report TM- [4] D. Lübbesmeyer and S.N. Aksan, ISP42 (PANDA 218 42-97-04, December 1999. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut Address CH-5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and results obtained 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and Perspectives for 2012 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. National Cooperation 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- References iments on spent Fuel Pool) project (2012–2013) (Table 1). [1]D. Paladino, M. Andreani, R. Zboray and J. Dreier, Toward a CDF quality database ad- International Cooperation dressing LWR containment phenomena, Nuclear Engineering and Design, doi:10.1016/j. nucengdes.2011.08.064. The LINX project is performed with the participa- [2]M. Andreani, D. Paladino and T. George, Sim- tion of IRSN in France. Moreover, the research in- ulation of basic gas mixing tests with conden- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 227 sation in the PANDA facility using the GOTHIC [7]M. Damsohn and H.-M. Prasser, High-speed code, Nuclear Engineering and Design, Pages liquid film sensor for two-phase flows with 1528-1547, Volume 240 2010. high spatial resolution based on electrical [3]J. C. De la Rosa, A. Escriva, L. E. Herranz, T. Cicero and J. L. Muñoz-Cobo, Review on con- conductance, Flow Measurement and Instrumentation, Pages 1–14, Volume 20, 2009. densation on the containment structures, [8]H. Yang, D. Greszik, I. Wlokas, T. Dreier and Progress in Nuclear Energy, Pages 32–66, Vol- C. Schulz, Tunable diode laser absorption ume 51, 2009. sensor for the simultaneous measurement of [4]J. L. McCormick, and E. Baer, On the Mecha- water film thickness, liquid- and vaporphase nism of heat transfer in drop-wise condensa- temperature, Applied Physics B, Pages 21–27, tion, Journal of Colloid Science, Pages 208– Volume 104, 2011. 216, Volume 18, 1963. [5]S. Vemuri and K. M. Kim, An experimental and [9]A. Doniec, Flow of a Laminar Liquid Film on a Vertical Surface, Chemical Engineering Sci- theoretical study on the concept of dropwise ence Pages 847–854, Volume 43, 1998. condensation, International Journal of Heat [10]L. S. Rothman, et al., The HITRAN 2008 molec- and Mass Transfer, Pages 649–657, Volume ular spectroscopic database, Journal of Quan- 49, 2006. titative Spectroscopy and Radiative Transfer, [6]W. W. Clark, Liquid film thickness measure- Pages 533–572, Volume 110, 2009. ment, Multiphase Science and Technology, Pages 1–74, Volume 14, 2002. 228 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Code Assessment Program for MELCOR1.8.6 Author and Co-author(s) Jon Birchley, Leticia Fernandez-Moguel and Bernd Jaeckel Institution Paul Scherrer Institut 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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: Calculated and measured 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: Calculated and measured 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- National Cooperation 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 International Cooperation 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Nomenclature References [1]D. A. Powers, L. N. Kmetyk and R. C. Schmidt, A Review of Technical Issues of Air Ingression during Severe Reactor Accidents, USNRC AEKI Atomergia Kutatotintezet ANL Argonne National Laboratories CSARP Cooperative Severe Accident Research Programme EdF Electricité de France ERMSAR E uropean Review Meeting on Severe Accident Research EU European Union GRS esellschaft für Anlagen und G Reaktorsicherheit IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire NUREG/CR-6218, SAND94-0731, Sandia National Laboratories, September 1994. [2]V. L. Sailor, K. R. Perkins and J. R. Weeks, Severe Accidents in Spent Fuel Pools in Support of Generic Issue 82, USNRC NUREG/CR4982, BNL-NUREG-52093, Brookhaven National Laboratories, July 1987. [3]A. Auvinen, G. Brillant, N. Davidovich, R. Dickson, G. Ducros, Y. Dutheillet, P. Giordano, M. Kunstar, T. Kärkelä, M. Mladin, Y. Pontillon, C. Séropian and N. Vér, Progress on Ruthenium Release and Transport under Air Ingress Conditions, Nucl. Eng. and Design, 238, (12), 3418-3428, December 2008. [4]European Commission, SARNET (Severe Ac- ISS Innovative Software Services ISTC International Science and Technology Centre ISTP International Source Term Programme KIT Karlsruhe Institute of Technology (formerly FZK) PSI Paul Scherrer Institute PWR 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 Commission VVER Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor (Russian PWR) cident Research NETwork) Network of Excellence, in the EU 6th Framework programme «Nuclear Fission: Safety of Existing Nuclear Installations», contract number FI6OCT-2004-509065, 2004. [5]B. Clément and R. Zeyen, The Phebus Fission Product and Source Term International Programmes, Proc. Int. Conf. on Nuclear Energy in New Europe 2005, Bled, Slovenia, 5–8 September, 2005. [6]R. O. Gauntt et al., MELCOR Code Manu- Laboratories, September 2005. 234 [7]L. Siefken et al., SCDAP/RELAP5/MOD3.2 Code Manual, USNRC NUREG/CR-6150 Rev. 1, INEL96/0422 Rev. 1, Idaho Falls National Engineering Laboratories, November 1997. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 [8]Innovative Systems Software, RELAP/SCDAP- [14]M. Steinbrueck and M. Jung, New results on SIM/MOD3.4 Code Manual, Idaho Falls, USA, the mechanism of Zircaloy-4 oxidation in air, 2003. 16th International QUENCH Workshop, Karls [9]J. Birchley, B. Jaeckel, Code Assessment Pro- ruhe, 16–18 November 2010. gramme for MELCOR1.8.6, Contribution to [15]J . Stuckert, Experimental results of the ENSI 2009 Annual Research and Experience QUENCH-16 bundle tests on air ingress, per- Report – Erfahrungs- und Forschungsbericht, formed within the framework of the LACOM- HSK-AN-6502, ISSN 1661-2884, April 2010. ECO project, 17th International QUENCH [10]OECD/NEA, Agreement on the OECD-NEA SFP Project: An Experimental Programme and Workshop, Germany, Karlsruhe Institute of Technology, 22–24 November, 2011. Related Analyses for the Characterization of [16]Z. Hózer, et al., CODEX-AIT-1 Experiment: Hydraulic and Ignition Phenomena of Proto- Core Degradation Test under Air Ingress, AEKI typic Water Reactor Fuel Assemblies, January Budapest, KFKI-2002-02/G, 2002. [17]G. Schanz et al., Results of the QUENCH-10 2009. [11]U. Schmocker, P. Meyer, J. Mesot and J.-M. Experiment on Air Ingress, Forschungszent Cavedon, MELCOR further development in rum Karlsruhe Report FZKA 7087, 2006. the area of air ingress und Beteiligung an dem [18]T. Yudina, Pre- and post-test calculations OECD NEA Projekt SFP, ENSI-PSI MELCOR As- of PARAMETER–SF4 test, 16th Internation- sessment Vertrag, December 2008. al QUENCH Workshop, Forschungszentrum [12]M. Steinbrueck, M. Grosse, L. Sepold, J. Stu Karlsruhe, 16–18 November, 2010. ckert, J. Birchley, T.J. Haste, A.V. Goryachev, [19]L. Fernandez-Moguel, Analytical support to Z. Hózer, N. Vér, A.E. Kisselev, M.S. Veshc- air ingress experiment QUENCH-16, 17th In- hunov, V.I. Nalivaev, V.P. Semishkin, Status of ternational QUENCH Workshop, Germany, Studies on High-temperature Oxidation and Karlsruhe Institute of Technology, 22–24 No- Quench Behaviour of Zircaloy-4 and E110 vember, 2011. European Review [20]J. Birchley and L. Fernandez-Moguel, Simula- Meeting on Severe Accident Research (ERM- tion of Air Oxidation during a Reactor Acci- SAR-2008), Nesseber, Bulgaria, 23–25 Sep- dent Sequence: Part 1 – Phenomenology and tember 2008. Model development, Ann. Nucl. Energy, 40, Cladding Alloys, The 3rd [13]M. Grosse, L. Sepold, M. Steinbrueck and 163–170, January 2012. J. Stuckert, Comparison of the Severe Ac- [21]L. Fernandez-Moguel and J. Birchley, Simula- cident Behaviour of Advanced Nuclear Fuel tion of Air Oxidation during a Reactor Acci- Rod Cladding Materials, Proc. TOPSAFE, Du- dent Sequence: Part 2 – Analysis of PARAME- brovnik, Croatia, 30 Sept.–3 Oct. 2008, Eu- TER-SF4 Air Ingress Experiment using RELAP/ ropean Nuclear Society, ISBN 978-92-95064- SCDAPSIM, Ann. Nucl. Energy, 40, 141–152, 06-5, 2008. January 2012. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Paul Scherrer Institut 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and results obtained 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- International Cooperation 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 and Perspectives for 2012 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 National Cooperation 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. interpretation of the experimental data ❚ to further develop models for implementation in system codes. Eng. Design, 231, pp. 109–120, 2004. [ii]P. Longmire, 2007, Computational fluid dynamics (CFD) simulations of aerosol in a Ushaped steam generator tube. PhD Thesis, Tex- Publications as A&M University, USA. [iii]W. Hinds, Aerosol Technology: Properties, Behavior, and Measurement of Airborne Parti- ❚ C. Bosshard, Large Eddy Simulation of Particle Dynamics inside a Differentially Heated Cavity. PhD thesis, accepted in 2012, ETH Zürich. cles, Wiley-Interscience, 1999. [iv]R. Delgado, L.E. Herranz, Experimental investigation on the aerosol retention during se- ❚ M. Ihalainen, T. Lind, T. Torvela, J.K. Jokiniemi, vere accident SGTR sequences: Influence of A novel method to study agglomerate break- the shape of tube break. 37 Reunión Anual de up and bounce during impaction. Accepted to la SNE Burgos, 28–30 Septiembre 2011. Aerosol Sci. Technol. [v]L.E. Herranz, R. Delgado, C. Lopez, Aerosol re- ❚ T. Lind, A. Dehbi, S. Güntay, Aerosol retention tention during SGTR meltdown sequences: ex- in the flooded steam generator bundle during perimental insights into the effect of size and 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, M.O. Deville. DNS of buoyancy-driven flows and 2012. Lagrangian particle tracking in a square cavity [vi] T. Lind, A. Dehbi, S. Güntay, Aerosol retention at high Rayleigh numbers. International Journal in the flooded steam generator bundle during of Heat and Fluid Flow, Volume 32, 2011, Pages 915–931. SGTR. Nucl. Eng. Des. 241 (2011), 357–365. [vii]A. Dehbi, D. Suckow, S. Guentay, 2001. Aero- ❚ Y. Ammar, A. Dehbi, M. Reeks, Break-up of aero- sol retention in low-subcooling pools under re- sol agglomerates in highly turbulent gas flow. alistic accident conditions. Nucl. Eng. Design, Submitted to Flow, Turbulence and Combustion, 2011. 203, 229–241. [viii]P.C. Owczarski and K.W. Burk, SPARC-90: A ❚ T. Lind, S. Güntay, L. Herranz, M. Ogino, E. Ko- Code for Calculating Fission Product Capture men, D. Powers, The results of the ARTIST proj- in Suppression Pools. NUREG/CR-5765, Pacific ects – aerosol retention in a steam generator Northwest Laboratory, Richland, WA, October during SGTR. ERMSAR 2012, Cologne, Germa- 1991. ny, March 21–23, 2012. [ix]L. Dutton, C. Smedley, B.J. Handy, S.R. Herndl- ❚ T. Lind, S. Güntay, Aerosol retention in the steam hofer, Realistic methods for calculating the re- generator – conclusions from the ARTIST proj- lease of radioactivity following steam genera- ect. CSARP2011, Bethesda, USA, September tor tube rupture faults. EU Report EUR 15615 20–23, 2011. (1994). ❚ M. Ihalainen, T. Lind, S. Güntay, J.K. Jokiniemi, [x] T. Lind, Y. Ammar, A. Dehbi, S. Güntay, 2010. Break-up of agglomerated TiO2 particles due to Break-up mechanisms of TiO2 aerosol agglom- impaction. 2011 European Aerosol Conference, erates in PWR steam generator tube rupture September 4–9, 2011, Manchester, UK. conditions. Nucl. Eng. Des. 240 (2010), 2046- ❚ J. Kalilainen, T. Lind, A. Auvinen, P. Rantanen, 244 2053. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 245 Project goals Work carried out and results obtained 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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) ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 mliq1 ,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 (-) Fraction of Agglomerates (-) Fraction of Agglomerates (-) 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 4the 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 of4 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 Fraction of Agglomerates (-) Fraction of Agglomerates (-) Fraction of Agglomerates (-) (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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 International Cooperation 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 and Perspectives for 2012 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- Ontario, Canada, September 25–29, 2011. 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, Ontario, Canada, September 25–29, 2011. 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- (Emax < 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Zusammenarbeit in der praktischen 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 CH-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 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 (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 Strahlenschutzforschung 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 Tel., E-mail, Internet address +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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and results obtained 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. National Cooperation 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- International Cooperation 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 and Perspectives for 2012 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 and results obtained (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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 International Cooperation 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 and Perspectives for 2012 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 National Cooperation 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- ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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) Transport und Entsorgung 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 Transport und Entsorgung Forum on Stakeholder Confidence (FSC) Transport und Entsorgung ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 285 Organisation/Gremium 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) Transport und Entsorgung 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) Mensch-OrganisationSicherheitskultur 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 Mensch-OrganisationSicherheitskultur 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Organisation/Gremium 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) Transport und Entsorgung 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 Transport und 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) Transport und Entsorgung 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 Transport und Entsorgung 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 Transport und Entsorgung Autorité de sûreté nucléaire (ASN) Groupe permanent d’experts pour les réacteurs Reaktorsicherheit ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 287 Organisation/Gremium Untergruppe Fachgebiet STUK Reactor Safety Commission Reaktorsicherheit Entsorgungskommission (ESK, Deutschland) Transport und Entsorgung Hochschulgremien KTH Stockholm Melt Structure Water Interaction Reaktorsicherheit Umweltüberwachung (AKU) Strahlenschutz Ausbildung (AKA) Strahlenschutz Praktischer Strahlenschutz (AKP) Strahlenschutz Notfallschutz (AKN) Strahlenschutz Entsorgung (AKE) Transport und Entsorgung Beförderung (AKB) Transport und Entsorgung 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 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. Hydrogeology Journal, DOI: 10.1007/s10040-011-0801-7. 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 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 A. Dehnert, H.A. Kemna, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, S. Lowick, 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 A. Dehnert, H.A. Kemna, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, S. Lowick, 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 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. ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 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