Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2014 Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire

Research and Experience Report 2014 Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Einleitung

4

Zusammenfassung

5

Résumé

9

Summary

12

1. 1.1

15 16 16 19 22 24 27 28 30 33

2

1.2

1.3

1.4 1.5

1.6 1.7

Regulatorische Sicherheitsforschung Brennstoffe und Materialien 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien 1.1.2 OECD SCIP­II – Studsvik Cladding Integrity Project 1.1.3 OECD CABRI Waterloop Project 1.1.4 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb 1.1.5 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 1.1.6 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors 1.1.7 PISA­II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis Interne Ereignisse und Schäden 1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme 1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project 1.2.3 OECD ICDE – International Common­Cause­Failure Data Exchange 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange Externe Ereignisse 1.3.1 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 1.3.2 OECD IRIS Phase 3 – Erschütterungsweiterleitung von Stahlbetonstrukturen bei Anpralllasten 1.3.3 Starkbeben­Forschung des Schweizerischen Erdbebendienstes 1.3.4 SMART 2013 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken 1.3.5 Plattform Extremereignisse (PLATEX): Studie zur Hochwassergefährdung (EXAR) Menschliche Faktoren 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch­Technik­Organisation Systemverhalten und Störfallabläufe 1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland 1.5.2 LINX ­ Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung 1.5.3 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases 1.5.4 OECD BSAF – Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station 1.5.5 MSWI – Melt­Structure­Water­Interactions during Severe Accidents in LWR Strahlenschutz 1.6.1 Strahlenschutzforschung Stilllegung und Entsorgung 1.7.1 IAEA­Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen 1.7.2 Entwicklung eines Berechnungswerkzeuges zur unabhängigen Beurteilung der thermischen und mechanischen Dimensionierung von Transport­ und Lagerbehältern 1.7.3 Abfallbewirtschaftung im Vergleich 1.7.4 Experimente im Felslabor Mont Terri 1.7.5 OECD­NEA Clay Club 1.7.6 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal 1.7.7 Projekte zu Auslegung, Pilotlager und Monitoring eines geologischen Tiefenlagers 1.7.8 DECOVALEX­2015 Project 1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

33 34 35 36 38 38 41 42 44 48 49 49 52 52 55 57 58 61 63 63 66 66

67 69 73 76 77 79 83 85

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

2. 2.1 2.2 2.3 2.4 3. 3.1

3.2

3.3

3.5 4.

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Überprüfung von Baugruppen betreffend Kondensatoren «Red Cabs» Weitere Erkenntnisse zu den Befunden in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel­3 und Tihange­2 und die Umsetzung der WENRA­Empfehlung Probleme mit Gel­Bildung in konditionierten Abfällen Freisetzung aus einem Endlager

91 92

Internationale Zusammenarbeit Internationale Übereinkommen 3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit 3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle 3.1.3 OSPAR­Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost­Atlantiks Multilaterale Zusammenarbeit 3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA 3.2.2 Kernenergieagentur NEA der OECD Behördenorganisationen 3.3.1 Western European Nuclear Regulators Association (WENRA) 3.3.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) 3.3.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA 3.3.4 Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA) 3.3.5 EBRD­Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa 3.4.1 Kommission Frankreich­Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS) 3.4.2 Deutsch­Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK) 3.4.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz­Österreich 3.4.4 Italienisch­schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit (Commissione Italiana–Svizzera CIS) Weitere bilaterale Zusammenarbeit

95 97 97

93 94 94

98 99 99 99 102 105 105 106 107 107 108 108 108 109 109 109

4.1 4.2 4.3 4.4

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht ENSI­G09: Betriebsdokumentation ENSI­G17: Stilllegung ENSI­A03: Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken ENSI­B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen

111 111 111 112 112

5.

Strategie und Ausblick

113

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte

117

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien

273

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2014

277

Anhang D: Richtlinien des ENSI

283

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

3

Einleitung Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kern­ 4

stand und die Notfallübungen und Ausbildungen

energiegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen

in den schweizerischen Kernanlagen. Er beinhal­

Behörden die Öffentlichkeit regelmässig über den

tet zudem die Tätigkeiten im Transport­ und

Zustand der Kernanlagen und über Sachverhalte

Entsorgungsbereich.

informieren, welche die nuklearen Güter und ra­ dioaktiven Abfälle betreffen. Das Eidgenössische

Im Strahlenschutzbericht wird der radiologische

Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) erfüllt diese

Zustand innerhalb und ausserhalb der schweize­

Verpflichtung unter anderem durch die Veröffent­

rischen Kernanlagen beschrieben.

lichung seiner Jahresberichte. Diese Berichte – der Aufsichtsbericht, der Strahlenschutzbericht und

Der vorliegende Erfahrungs­ und Forschungs­

der Erfahrungs­ und Forschungsbericht – sind in

bericht beschreibt und bewertet die Ergebnisse

elektronischer Form auf www.ensi.ch unter «Do­

der regulatorischen Sicherheitsforschung, aus­

kumente ▶ Jahresberichte» erhältlich.

gewählte Vorkommnisse in ausländischen Kern­ anlagen, den internationalen Erfahrungsaus­

Der Aufsichtsbericht beschreibt und bewertet die

tausch sowie Änderungen im Regelwerk des

wichtigsten Betriebsereignisse und Vorkomm­

ENSI. Die Kapitel 1 bis 5 richten sich an die inte­

nisse, die durchgeführten Nachrüstungen und

ressierte Öffentlichkeit, der Anhang A vornehm­

Instandhaltungsmassnahmen, die Ergebnisse der

lich an ein Fachpublikum.

Wiederholungsprüfungen, den radiologischen Zu­

Strahlenschutzbericht 2014

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Zusammenfassung Regulatorische Sicherheitsforschung

zu Brandereignissen – aufgebaut, mit denen die Betriebserfahrungen aus zahlreichen Ländern systematisch ausgewertet werden. Das Projekt

Die Projekte des Forschungsprogramms tragen zur

ICDE, das gleichartige Fehler aufgrund gemein­

Klärung offener Fragen bei, sie liefern Grundlagen

samer Ursache bei Kernkraftwerks­Komponen­

und entwickeln Hilfsmittel weiter, welche das ENSI

ten untersucht, stellte 2014 einen Überblicksbe­

zur Erfüllung seiner Aufgaben braucht. Sie fördern

richt zu Wärmetauschern fertig.

die Kompetenzen für die Aufsichtstätigkeit und

3. Erdbeben, Hochwasser und Flugzeugabstürze

tragen zu einer unabhängigen Expertise bei.

sind externe Ereignisse, mit denen sich vom

Schliesslich erzielen internationale Projekte Ergeb­

ENSI unterstützte Forschungsprojekte befassen.

nisse, die in der Schweiz alleine nicht erreicht

Der Schweizerische Erdbebendienst SED veröf­

werden könnten, und fördern gleichzeitig die

fentlichte im September 2014 einen Bericht zur

länderübergreifende Vernetzung. Dies sind die

Abminderung von Bodenbewegungen mit der

wichtigsten Ziele der ENSI­Forschungsstrategie.

Entfernung vom Erdbebenherd. Durch Verwen­

Das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor­

dung von Daten aus Ländern mit hoher Seis­

schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche:

mizität konnte er das Abminderungsmodell für

1. Der Bereich Brennstoffe und Materialien

die Schweiz verbessern. Die Auswirkungen von

beschäftigt sich mit dem Reaktorkern und den

starken Erdbeben auf Gebäude von Kernkraft­

gestaffelten Barrieren für den Einschluss der

werken wurden durch vergleichende Berech­

radioaktiven Stoffe. Bei den Brennstoffen liegt

nungen im internationalen Projekt SMART

besonderes Augenmerk auf den erhöhten Ab­

untersucht. Die Experten konnten das dynami­

bränden und den Sicherheitskriterien für Stör­

sche Verhalten von Stahlbetonstrukturen realis­

fälle. Die im Jahre 2014 abgeschlossenen Pha­

tischer als bisher abbilden und wichtige Er­

sen beim Halden Reactor Project sowie beim

kenntnisse zu deren Verletzbarkeit gewinnen.

Studsvik Cladding Integrity Project erbrachten

4. Zu menschlichen Faktoren führte das Halden

wesentliche Erkenntnisse vor allem zum Brenn­

Reactor Project im Berichtjahr aufschlussreiche

stoffverhalten bei Kühlmittelverlust­Störfällen.

Simulatorstudien durch, an denen auch Forscher

Bei den Strukturmaterialien stehen Alterungs­

des PSI beteiligt waren. Eine Vergleichsstudie un­

prozesse im Mittelpunkt. Im Projekt SAFE wur­

ter zehn Operateurgruppen offenbarte eine er­

den in den letzten drei Jahren Rissbildung und

hebliche Variabilität im Umgang mit unvorher­

­wachstum an Materialien des Reaktor­Kühl­

gesehenen Situationen. Dabei wurden innovative

kreislaufs untersucht. Dabei erzielten die For­

Techniken eingesetzt, welche das Situationsver­

scher des Paul Scherrer Instituts PSI auch inter­

ständnis der Operateure und die Grenzen ihrer

national beachtete Ergebnisse dazu, wie

Belastbarkeit klarer zeigen als zuvor.

Wasserstoff in Heisswasser sowie die zeitliche

5. Systemverhalten und Störfallabläufe in

Abfolge mechanischer Belastungen die Rissent­

Kernkraftwerken werden ausgehend vom Nor­

wicklung beeinflussen.

malbetrieb bis hin zu Kernschmelz­Unfällen ana­

2. Die Projekte der Nuclear Energy Agency NEA der

lysiert. Dazu werden Computermodelle erstellt

OECD zu internen Ereignissen und Schäden

und mit Hilfe von Experimenten validiert. Sie die­

fördern den internationalen Erfahrungsaus­

nen auch als Grundlage für die quantitative Er­

tausch über Störfälle sowie Schäden an Kompo­

mittlung des Anlagenrisikos in probabilistischen

nenten, die Störfälle auslösen oder ungünstig

Sicherheitsanalysen. Das Projekt OECD BSAF um­

beeinflussen können. Dazu werden themenspe­

fasste vergleichende Simulationen der Unfallab­

zifische Datenbanken – beispielsweise zu Schä­

läufe beim Kernkraftwerk Fukushima­Daiichi

den an passiven metallischen Komponenten und

durch Forschergruppen aus acht Ländern, da­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

5

runter auch vom PSI. In der 2014 abgeschlos­

In ausländischen Anlagen fielen bestimmte Mehr­

senen Projektphase standen die ersten sechs

schicht­Keramikkondensatoren, sogenannte Red

Tage des Unfallverlaufs im Mittelpunkt. Die Er­

Cabs, von Leittechniksystemen aus. Die entspre­

gebnisse lassen begründete Vermutungen über

chenden Baugruppen Iskamatic­A und Teleperm­

den Verlauf der Kernschmelze, das Versagen

C sind zwar auch in Schweizer Kernkraftwerken

von Komponenten und den Endzustand in den

im Einsatz. Eine vom ENSI angeordnete Überprü­

betroffenen Reaktoren zu.

fung zeigte aber, dass diese keine Red Cabs ent­

6. Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah­ 6

halten.

lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik

Die 2012 erkannten Herstellungsfehler in den

über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwick­

Reaktordruckbehältern (RDB) der beiden bel­

lung neuer Analysemethoden für Radionuklide.

gischen Kernkraftwerke Doel­3 und Tihange­2

Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen

werden nach unerwarteten Ergebnissen von Ma­

Normen zur länderübergreifenden Harmonisie­

terialtests weiter untersucht, während die Anla­

rung von Methoden im Strahlenschutz bei. Ge­

gen erneut abgeschaltet wurden. Der RDB­Her­

rade in diesem Bereich ist der Kompetenzerhalt

steller für das Kernkraftwerk Mühleberg war

ein ganz wichtiger Aspekt.

derselbe wie bei Doel­3 und Tihange­2. Daher

7. Bei der Entsorgung gewinnen neben geolo­

wurde noch 2012 eine zerstörungsfreie Prüfung

gischer Tiefenlagerung und Rückbau auch Be­

auf solche Fehler für das Kernkraftwerk Mühle­

handlung, Transporte und Zwischenlagerung von

berg durchgeführt, dies ohne Befunde. Bei den

radioaktiven Abfällen an Bedeutung. So konnten

RDBs der Kernkraftwerke Beznau und Gösgen,

Ende 2014 die fachlichen Arbeiten zum Vergleich

die in der Schweiz noch zu untersuchen sind,

der Bewirtschaftung radioaktiver und konventio­

brachte 2014 die Überprüfung der Herstellungs­

neller Abfälle abgeschlossen werden, an denen

dokumentation keine Hinweise auf Materialfeh­

mehrere Bundesinstitutionen beteiligt waren. Die

ler, die Ultraschall­Prüfungen sind für 2015 vor­

Resultate zeigen Optimierungsmöglichkeiten ins­

gesehen. Das ENSI erfüllt damit die entspre­

besondere für die Behandlung radioaktiver orga­

chende Empfehlung der Western European

nischer und metallischer Abfälle auf. Seit dem

Nuclear Regulator’s Association WENRA.

Frühling 2014 unterstützt das ENSI ein Projekt

Vermutlich wegen Säure­Base­Reaktionen trat

der Universität Bayreuth, das ein Simulationspro­

an Fässern mit zementierten Abfällen des bel­

gramm für die thermische und mechanische

gischen Kernkraftwerks Doel ein mit Cäsium­137

Dimensionierung von Transport­ und Lagerbehäl­

kontaminiertes Gel aus. Das ENSI forderte die

tern entwickeln soll. Mit Blick auf unabhängige

Schweizer Betreiber auf, die Übertragbarkeit auf

Beurteilungen wird dabei ein von den Berech­

ihre Konditionierungsverfahren und Abfälle zu

nungen der Hersteller und Betreiber verschiedener

prüfen. Deren erste Beurteilung und die jährli­

Ansatz verfolgt.

chen Inspektionen ergaben keine Hinweise auf solche Prozesse. Nach der definitiven Ursachen­

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen

klärung des Vorkommnisses in Doel müssen die Schweizer Betreiber aber noch eine abschlies­ sende Stellungnahme zu Massnahmen bei ihren Abfällen abgeben.

Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger Be­

In der US­amerikanischen Waste Isolation Pilot

standteil der Betriebserfahrung. Sie liefern konkrete

Plant WIPP, einem Tiefenlager nahe Carlsbad,

Hinweise auf Schwachstellen und Verbesserungs­

New Mexico, kam es zu einem Brand und einer

möglichkeiten bei Auslegung und Betrieb. Über die

Freisetzung von Radioaktivität. Die Vorkomm­

Vorkommnisse in Schweizer Kernanlagen berichtet

nisse sind durch die zuständigen amerikanischen

das ENSI im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht

Behörden noch nicht abschliessend bewertet.

ist eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer

Am Technischen Forum Sicherheit vom 5. Dez­

Ereignisse beschrieben, darunter neu auch Vorkom­

ember 2014 wurde durch das ENSI über den

mnisse im Bereich Entsorgung. Sie wurden analysiert

Zwischenstand der Arbeiten informiert. Das ENSI

mit dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernan­

verfolgt die weitere Entwicklung und informiert

lagen zu überprüfen und gegebenenfalls Massnah­

wieder, sobald die Abschlussberichte der ameri­

men zur Verbesserung der Sicherheit abzuleiten.

kanischen Behörden vorliegen und ausgewertet

Demnach sind die wichtigsten Ergebnisse:

sind.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Internationale Zusammenarbeit

Zum Übereinkommen über die Sicherheit der Be­ handlung abgebrannter Brennelemente und radio­

Das ENSI arbeitet laufend mit internationalen Orga­

aktiver Abfälle (sogenannte Joint Convention) fand

nisationen und ausländischen Aufsichtsbehörden

im Mai 2014 eine ausserordentliche Konferenz

zusammen. Die wichtigsten davon sind die interna­

statt. Bei dieser wurden, analog zur CNS, praktische

tionale Atomenergiebehörde IAEA, die Kernener­

Verbesserungen im Überprüfungsprozess und bei

gieagentur NEA der Organisation für wirtschaft­

der Erstellung der Länderberichte beschlossen. Im

liche Zusammenarbeit und Entwicklung OECD, die

Hinblick auf die fünfte Überprüfungskonferenz im

WENRA sowie die bilateralen Kommissionen und

Mai 2015 reichte das ENSI im Oktober 2014 fristge­

Gespräche mit Frankreich, Deutschland, Österreich

recht den Schweizer Länderbericht bei der IAEA ein.

und Italien. Die Ziele des ENSI gehen dabei in zwei­

Die Europäische Union EU verabschiedete eine revi­

erlei Richtungen. Einerseits will das ENSI den inter­

dierte Richtlinie zur nuklearen Sicherheit (European

nationalen Standard im Bereich der nuklearen Si­

Directive on Nuclear Safety), die am 14. August

cherheit erfassen und für die Schweiz umsetzen.

2014 in Kraft gesetzt wurde. Sie verfolgt das Ziel,

Andererseits engagiert es sich darin, die nukleare

die nukleare Sicherheit aufrechtzuerhalten und kon­

Sicherheit und Sicherung laufend weiter zu entwi­

tinuierlich zu verbessern. Schliesslich schloss die

ckeln und zu verbessern. Im Hinblick darauf hat das

WENRA die Überarbeitung ihrer Richtlinien (Safety

ENSI 2014 eine Strategie zur internationalen Zu­

Reference Levels) für bestehende Reaktoren hin­

sammenarbeit erarbeitet, die Leitlinien zu den The­

sichtlich der Lehren aus dem Unfall von Fukushima

men Präsenz, Transparenz, Kompetenz und Unab­

mit deren Veröffentlichung im September 2014 ab.

hängigkeit vorgibt. Im Zentrum der internationalen Aktivitäten des ENSI stand 2014 die auf Kernkraftwerke bezogene Convention on Nuclear Safety (CNS). Bei deren sechster regulärer Überprüfungskonferenz im

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht

März/April wurde die Einhaltung der Vertragsbe­ stimmungen durch die Mitgliedsländer kontrolliert.

Die Aktualisierung des bestehenden Regelwerks

Die Schweiz erhielt dabei positive Bewertungen ins­

wurde 2014 weitergeführt. Das ENSI verabschie­

besondere für die Ermittlung der Erdbebengefähr­

dete drei neue Richtlinien und revidierte eine Richt­

dung, für ihre Auseinandersetzung mit der Sicher­

linie wie folgt:

heitskultur und für das externe Lager in Reitnau.

ENSI­G09: Betriebsdokumentation;

Gleichzeitig wurden zukünftige Herausforderungen

ENSI­G17: Stilllegung;

vor allem in Bezug auf die Restlaufzeit und Stillle­

ENSI­A03: Periodische Sicherheitsüberprüfung

gung von Kernkraftwerken identifiziert. Bei der

von Kernkraftwerken;

Konferenz wurden praktische Verbesserungen im

ENSI­B02 (Revision): Periodische Berichterstat­

Überprüfungsprozess der CNS und der Erstellung

tung der Kernanlagen.

der Länderberichte beschlossen. Eine Mehrheit der Vertragsstaaten befürwortete ausserdem einen Schweizer Vorschlag zur Änderung der Konvention und somit eine darauf bezogene Diplomatische Konferenz. Gemäss dem Vorschlag sollen das Aus­ legungsprinzip der Reaktoren der dritten Genera­ tion verbindlich festgelegt und bestehende Anla­ gen systematisch und regelmässig neu bewertet werden. Die Prinzipien dieses Vorschlags wurden schliesslich bei der Diplomatischen Konferenz im Februar 2015 nicht als Änderung der Konvention, sondern in Form einer gemeinsamen Erklärung aller Vertragsstaaten umgesetzt, deren Einhaltung bei zukünftigen Überprüfungskonferenzen kontrolliert werden wird.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

7

Résumé Recherche en matière de sécurité nucléaire

lances et de dommages à des composants pou­ vant entraîner des défaillances ou exercer une influence défavorable. Pour ce faire, des banques

Les projets du programme de recherche contribuent

de données spécifiques, comme par exemple sur

à clarifier les questions en suspens, à fournir des

l’endommagement de composants métalliques

bases et à perfectionner les outils dont l’IFSN a be­

passifs ou sur des incendies, ont été créées.

soin pour son travail. Ils permettent aussi de déve­

Avec ces banques de données, le retour d’expé­

lopper les compétences nécessaires à l’activité de

rience d’exploitation de nombreux pays peut

surveillance et contribuent à une expertise indépen­

être évalué systématiquement. Le projet ICDE,

dante. Enfin, les projets internationaux parviennent

analysant pour les composants de centrales nu­

à des résultats qui n’auraient pas pu être obtenus en

cléaires des défauts de même type en raison

Suisse uniquement et favorisent en même temps

d’une cause commune, a terminé en 2014 un

la création de réseaux internationaux. Tels sont les

rapport d’aperçu sur les échangeurs de chaleur.

objectifs les plus importants de la stratégie de re­

3. Des tremblements de terre, crues et chutes

cherche de l’IFSN.

d’avion sont des évènements externes sur les­

Le programme «Recherche en matière de sécurité

quelles les projets de recherche soutenus par

nucléaire» s’organise autour de sept domaines thé­

l’IFSN se penchent. Le Service sismologique

matiques:

suisse (SED) a publié en septembre 2014 un rap­

1. Le domaine des combustibles et matériaux

port sur l’atténuation des mouvements du sol

concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar­

en fonction de l’éloignement du foyer du séisme.

rières échelonnées, prévues pour le confinement

L’utilisation de données issues de pays avec une

des substances radioactives. Concernant les

sismicité accrue a permis d’améliorer le modèle

combustibles, une attention particulière est por­

d’atténuation pour la Suisse. Les conséquences

tée aux taux de combustion accrus et aux critères

de forts séismes sur des bâtiments de centrales

de sécurité en cas de défaillances. Les phases ter­

nucléaires ont été analysées au travers de calculs

minées en 2014 du projet du réacteur de Halden

comparatifs dans le cadre du projet international

et du projet «Studsvik Cladding Integrity» ont

SMART. Les experts pouvaient reproduire le com­

fourni des connaissances essentielles surtout en

portement dynamique de structures en béton

matière de comportement du combustible lors

armé de manière plus réaliste que jusque­là.

de défaillances avec perte de moyen de refroidis­

Ils ont pu obtenir des connaissances importantes

sement. Concernant les matériaux de structure,

quant à leur vulnérabilité.

les processus du vieillissement sont détermi­

4. Concernant les facteurs humains, le projet du

nants. Dans le cadre du projet SAFE, la formation

réacteur de Halden a réalisé, lors de l’année en re­

et la croissance de fissures sur des matériaux du

vue, des études de simulation révélatrices aux­

circuit de refroidissement du réacteur ont été

quelles des chercheurs de l’Institut Paul Scherrer

analysées lors des trois dernières années. Les

ont aussi participé. Une étude comparative entre

chercheurs de l’Institut Paul Scherrer ont alors

dix groupes d’opérateurs a dévoilé une variabilité

obtenu des résultats remarqués au niveau inter­

significative dans le traitement des situations im­

national qui portent sur la manière dont l’hydro­

prévues. Des techniques innovatrices ont alors été

gène dans l’eau très chaude et dont la séquence

employées et ont montré plus clairement qu’au­

temporelle des contraintes mécaniques influence

paravant la compréhension de la situation par les

l’évolution de fissures.

opérateurs ainsi que les limites de leur résistance.

2. Les projets de l’Agence pour l’énergie nucléaire

5. Le comportement de systèmes et le déroule-

(AEN) de l’OCDE sur les évènements internes

ment des défaillances dans les centrales nu­

et les dommages soutiennent l’échange d’ex­

cléaires sont analysés du fonctionnement normal

périences international en matière de défail­

jusqu’aux accidents de fusion du cœur. Pour ce

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

9

10

faire, des modèles informatiques sont élaborés

informations concrètes sur les points faibles et les

puis validés à l’aide d’expériences. Ils servent

améliorations possibles en matière de dimensionne­

aussi de base pour l’évaluation quantitative du

ment et d’exploitation. Les évènements survenus

risque de l’installation dans des études probabi­

dans les installations nucléaires suisses sont consi­

listes de sécurité. Le projet BSAF de l’OCDE en­

gnés dans le rapport de surveillance de l’IFSN. Le

globait des simulations comparatives des dérou­

présent rapport décrit quelques évènements parti­

lements d’accident à la centrale nucléaire de

culièrement instructifs survenus à l’étranger dont,

Fukushima­Daiichi par des chercheurs de huit

pour la première fois, des évènements survenus

pays, dont certains provenaient de l’Institut Paul

dans la gestion des déchets. Ils ont été analysés

Scherrer. Lors de la phase du projet terminée en

afin d’en vérifier la pertinence pour les installations

2014, l’accent a été mis sur les six premiers jours

nucléaires suisses et, le cas échéant, d’en déduire

du déroulement de l’accident. Les résultats auto­

des mesures pour améliorer la sécurité. En consé­

risent des hypothèses fondées sur le déroule­

quence, les résultats les plus importants du point de

ment de la fusion du cœur, la défaillance de com­

vue de l’IFSN sont les suivants:

posants et l’état final des réacteurs concernés. 6. Les travaux de nature appliquée dans le domaine

Certains

condensateurs

céramiques

multi­

couches de systèmes de contrôle­commande,

de la radioprotection vont de la technique de

appelés «red cabs», sont tombés en panne dans

mesure du rayonnement au développement de

des installations étrangères. Bien que les mo­

nouvelles méthodes d’analyse des radionu­

dules correspondants Iskamatic­A et Teleperm­C

cléides, en passant par l’aéroradiométrie. Par ail­

soient aussi utilisés dans des centrales nucléaires

leurs, la participation à l’élaboration de normes

suisses, une vérification ordonnée par l’IFSN a ce­

internationales contribue à l’harmonisation in­

pendant montré qu’elles ne comprennent aucun

ternationale des méthodes de radioprotection.

«red cabs».

Dans ce domaine précisément, le maintien des

Les défauts de fabrication identifiés en 2012

compétences revêt un aspect très important.

dans les cuves de pression des réacteurs des deux

7. Dans la gestion des déchets, le traitement, le

centrales nucléaires de Doel 3 et Tihange 2 sont

transport et le stockage intermédiaire de déchets

analysés de manière plus approfondie suite à des

radioactifs gagnent en importance en plus du

résultats inattendus de tests de matériau; alors

stockage en couches géologiques profondes et

que les installations ont à nouveau été arrêtées.

du démantèlement. Fin 2014, les travaux tech­

Le fabricant de la cuve du réacteur de la centrale

niques pour la comparaison de la gestion des dé­

nucléaire de Mühleberg était le même que celui

chets radioactifs et conventionnels ont été termi­

des centrales de Doel 3 et de Tihange 2. Un

nés. Plusieurs institutions de la Confédération y

contrôle non destructif a encore été réalisé en

ont participé. Les résultats révèlent des possibili­

2012 pour la centrale nucléaire de Mühleberg

tés d’optimisation, en particulier dans le traite­

par rapport à ces défauts, sans aboutir à des

ment des déchets radioactifs organiques et

constats. Pour les cuves des centrales nucléaires

métalliques. Depuis le printemps 2014, l’IFSN

de Beznau et de Gösgen, qui doivent encore être

soutient un projet de l’Université de Bayreuth. Ce

analysées en Suisse, la vérification de la docu­

dernier vise à développer un programme de si­

mentation de fabrication en 2014 n’a fourni au­

mulation pour le dimensionnement thermique

cun indice quant à des défauts de matériau. Les

et mécanique d’emballages de transport et de

examens par ultrasons sont prévus pour 2015.

stockage. Dans l’optique d’une évaluation indé­

L’IFSN donne ainsi suite à une recommandation

pendante, une approche différente des calculs

correspondante de l’association WENRA (Wes­

des fabricants et des exploitants est suivie.

tern European Nuclear Regulator’s Association). Probablement en raison de réactions acido­ba­

Evènements instructifs survenus dans des installations nucléaires à l’étranger

siques, un gel contaminé avec du césium 137 s’est échappé de fûts contenant des déchets ci­ mentés de la centrale nucléaire belge de Doel. L’IFSN a enjoint les exploitants suisses d’examiner une possible transposition sur leur procédé de

Les évènements se produisant dans des installations

conditionnement et leurs déchets. La première

nucléaires constituent un élément important du re­

évaluation et les inspections annuelles n’ont

tour d’expérience d’exploitation. Ils fournissent des

fourni aucune indication sur de tels processus.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Après la clarification définitive de la cause de

décidées. Une majorité des Etats contractants a ac­

l’évènement à Doel, les exploitants suisses de­

cepté une proposition suisse pour un amendement

vront encore remettre une prise de position défi­

de la convention et la conférence diplomatique qui

nitive sur les mesures pour leurs déchets.

s’y réfère. Selon la proposition, le principe de

Dans le dépôt américain WIPP (Waste Isolation

conception des réacteurs de la troisième génération

Pilot Plant), un dépôt en profondeur à proximité

doit être défini de manière contraignante. De plus,

de Carlsbad, Nouveau Mexique, un incendie et

les installations existantes doivent être réévaluées

un rejet de radioactivité se sont produits. Les évè­

systématiquement et régulièrement. Les principes

nements ne sont pas encore définitivement éva­

de cette proposition ont finalement été mis en

lués par les autorités américaines compétentes.

œuvre, lors de la conférence diplomatique de février

Lors du forum technique sur la sécurité du 5 dé­

2015, non pas comme amendement de la conven­

cembre 2014, l’IFSN a informé sur l’état intermé­

tion mais sous la forme d’une déclaration commune

diaire des travaux. Elle suit les évolutions et infor­

de tous les Etats contractants. Le respect de cette

mera de nouveau, aussi tôt que les rapports

déclaration sera contrôlé lors des futures réunions

finaux des autorités américaines seront dispo­

d’examen.

nibles et auront été évalués.

Concernant la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et des déchets ra­

Coopération internationale

dioactifs, une réunion extraordinaire s’est tenue en mai 2014. Lors de celle­ci, des améliorations pra­ tiques ont été décidées, comme pour la Convention

L’IFSN coopère avec des organisations internatio­

sur la sûreté nucléaire, pour le processus d’examen

nales et des autorités de surveillance étrangères. Les

et l’établissement des rapports nationaux. En vue

plus importantes sont l’Agence internationale de

de la cinquième réunion d’examen en mai 2015,

l’énergie atomique (AIEA), l’Agence pour l’énergie

l’IFSN a remis dans les délais le rapport national en

nucléaire de l’Organisation de coopération et de dé­

octobre 2014 auprès de l’AIEA.

veloppement économique (AEN de l’OCDE), la

L’Union européenne a adopté une directive révisée

WENRA, ainsi que les commissions et les discussions

concernant la sécurité nucléaire (Directive Euratom

bilatérales avec la France, l’Allemagne, l’Autriche et

pour la sûreté des installations nucléaires), qui est

l’Italie. Les objectifs de l’IFSN vont dans deux direc­

entrée en vigueur le 14 août 2014. Elle poursuit

tions. L’IFSN veut d’une part saisir le standard inter­

l’objectif de maintenir et d’améliorer continuelle­

national dans le domaine de la sécurité nucléaire et

ment la sécurité nucléaire. Finalement, la WENRA a

le mettre en œuvre en Suisse. Elle s’engage d’autre

conclu, par leur publication en septembre 2014, le

part pour un développement et une amélioration

remaniement de ses directives (Safety Reference Le­

continus de la sécurité et sûreté nucléaires. Dans

vels) pour les réacteurs existants sous l’angle des

cette optique, l’IFSN a élaboré en 2014 une stratégie

enseignements tirés de l’accident de Fukushima.

pour la coopération internationale qui prescrit des directives sur les thèmes de la présence, de la trans­ parence, de la compétence et de l’indépendance. La Convention sur la sûreté nucléaire (CNS), liée aux centrales nucléaires, se trouvait au centre des activi­

Changements et développement actuels des bases de la surveillance nucléaire

tés internationales de l’IFSN en 2014. Lors de la si­ xième réunion régulière d’examen, tenue en mars/

L’actualisation de la réglementation existante a été

avril, le respect des dispositions de l’accord par les

poursuivie en 2014. L’IFSN a adopté trois nouvelles

pays membres a été contrôlé. La Suisse a alors reçu

directives et en a révisé une:

des évaluations positives, en particulier pour la dé­

ENSI­G09: documentation d’exploitation;

termination de l’aléa sismique, pour sa réflexion sur

ENSI­G17: désaffectation;

la culture de sécurité et pour le dépôt externe de

ENSI­A03: réexamen périodique de centrales nu­

Reitnau. En même temps, des défis futurs ont été

cléaires;

identifiés surtout par rapport à la durée de vie res­

ENSI­B02 (révision): rapports périodiques des ins­

tante et à la désaffectation des centrales nucléaires.

tallations nucléaires.

Lors de la conférence, des améliorations pratiques dans le processus d’examen de la convention et dans l’établissement des rapports nationaux ont été

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

11

Summary Research into regulatory safety

the components used in nuclear power plants, published an overview report on heat exchangers.

12

Projects in the ENSI Research Programme contrib­

3. ENSI supports research projects that address

ute towards clarifying outstanding issues, establish­

external events such as earthquakes, flooding

ing fundamentals and developing the tools that

and aircraft crashes. In September 2014, the Swiss

ENSI requires for the discharge of its responsibili­

Seismological Service (SED) published a report on

ties. The projects also foster the skills needed for

the ground motion attenuation as a function of

regulatory activities and help develop independent

the increase in distance to the earthquake’s

expertise. Finally, the international projects deliver

source. By incorporating data from countries with

results that Switzerland could not achieve on its

high seismic activity, the SED has improved the at­

own and at the same time encourage international

tenuation model for Switzerland. Using compari­

networking. Those are the main objectives of the

son calculations, the international SMART project

ENSI Research Strategy. The «Research into Regula­

has been looking at the impact of severe earth­

tory Safety» programme is divided into seven areas:

quakes on nuclear power plant buildings. This has

1. Fuels and materials: The research in this area

enabled experts to represent the dynamic behav­

covers the reactor core and the multiple succes­

iour of reinforced concrete structures in a more

sive barriers used for the containment of radio­

realistic way. It has also provided important in­

active materials. Research into fuels is concen­

sights into their vulnerability.

trated on high burn up and the safety criteria for

4. In terms of research into human factors, the

accidents. The phases of the Halden Reactor Pro­

Halden Reactor Project completed informative

ject and the Studsvik Cladding Integrity Project

simulation studies, in which PSI researchers also

completed in 2014 produced important findings,

participated. A comparative study of 10 operator

particularly with regard to the behaviour of nu­

groups revealed marked variability in the way un­

clear fuel in loss­of­coolant accidents. The re­

foreseen situations are handled. The project em­

search into structural materials focuses on age­

ployed a range of innovative mechanisms that

ing processes. During the last three years, the

provided a more realistic picture of the under­

SAFE Project has been investigating the forma­

standing that operators have of individual situa­

tion and growth of cracks in materials used in re­

tions and the limits of their resilience.

actor cooling circuits. In this area the researchers

5. System behaviour and accident sequences in

at the Paul Scherrer Institute (PSI) obtained inter­

nuclear power plants are analysed in various con­

nationally noted results on how the hydrogen

ditions ranging from normal operations through

present in hot water as well as the chronological

to accidents involving core meltdown. In this re­

sequence of mechanical stresses affect crack de­

spect, computer models are developed and vali­

velopment.

dated by experiments. The results are used as a

2. Projects conducted under the auspices of the

basis for the quantitative identification of plant

OECD’s Nuclear Energy Agency (NEA) and relating

risk in probabilistic safety analyses. The OECD

to internal events and damage encourage the

BSAF project, which involves research groups

international exchange of information on inci­

from eight countries including PSI, has been look­

dents, accidents, and component damage that

ing at comparison simulations of the sequence of

can trigger accidents or have a detrimental effect.

events during the accident at the Fukushima­Dai­

For this purpose, specific databases are being cre­

ichi nuclear power plant. The phase which con­

ated, e.g. of damage to passive metal components

cluded in 2014 focused on the first six days of the

and fire accidents. These databases will facilitate a

accident. The results will allow justified assump­

systematic analysis of relevant operating experi­

tions to be made on the development of the core

ence from many countries. In 2014, the ICDE Pro­

meltdown, component failure and the end state

ject, which is looking at common­cause failures in

of the affected reactors.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

6. Applied research in radiological protection in­

contained «Red Cabs». However, none was

cludes the technology used to measure radiation

found.

as well as aero­radiometry and the development

Manufacturing defects identified in 2012 in the

of new methodologies for radionuclide analyses.

reactor pressure vessels (RPVs) of the two Bel­

In addition, involvement in the development of

gian nuclear power stations Doel­3 and

international norms contributes to the cross­bor­

Tihange­2: Subsequent material tests produced

der harmonisation of radiological protection

unexpected results and so further tests were

methods. It is particularly important that expertise

conducted with the facilities again being shut

is maintained in this field.

down. The manufacturer of the RPVs in the

7. In the field of waste management, there is an

Doel­3 and Tihange­2 plants also produced the

increasing focus not just on projects relating to

RPV in the Mühleberg nuclear power plant.

the deep geological repository and decommis­

Hence, non­destructive tests were conducted in

sioning but also on the treatment, transport and

2012 to determine whether similar defects ex­

interim storage of radioactive waste. For exam­

isted at the Mühleberg power plant, with no re­

ple, the technical task of comparing the manage­

port of any being found. The RPVs at the Beznau

ment of radioactive and conventional waste was

and Gösgen nuclear power plants are still to be

concluded in 2014 and involved several federal

inspected but a review in 2014 of the manufac­

institutions. This work identified possible im­

turing documentation revealed no evidence of

provements, particularly with regard to the treat­

material defects. Ultrasound tests are planned

ment of radioactive organic and metal waste.

for 2015. Thus ENSI is compliant with the rele­

Since early 2014, ENSI has been supporting a pro­

vant recommendation from WENRA, the West­

ject of the University of Bayreuth that is seeking

ern European Nuclear Regulator’s Association.

to develop a simulation program for the thermal

Gel contaminated with Caesium­137 escaped

and mechanical design of transport and storage

from barrels containing cemented waste at the

containers. The approach adopted by this project

Doel nuclear power plant in Belgium, most likely

differs from the calculations used by manufactur­

caused by acid­based reactions. ENSI ordered

ers and licensees, and thus aims to provide an in­

Swiss licensees to investigate possible implica­

dependent assessment capability.

tions for their own conditioning processes and waste. Neither the initial assessment nor the an­

Instructive events from nuclear facilities abroad

nual inspections revealed any evidence of such processes. Once the actual cause of the incident in Doel is known, Swiss operators will be re­ quired to issue a definitive comment on their

Incidents in nuclear facilities are an important ele­

waste­management measures.

ment of operating experience. They provide specific

In the United States, a fire and a release of radio­

information on weaknesses and potential improve­

activity occurred at the Waste Isolation Pilot

ments in all aspects of design and operation. Inci­

Plant WIPP, a deep repository near Carlsbad in

dents in Swiss nuclear facilities are described in the

New Mexico. The competent US authorities

ENSI Surveillance Report. The current report pro­

have not yet concluded their evaluation of the

vides information on a selection of particularly in­

incidents. ENSI provided an update on the inves­

structive events in facilities outside Switzerland, in­

tigations at the meeting of the Safety Technical

cluding for the first time incidents in the field of

Forum on 5 December 2014. ENSI will continue

waste management. They have been analysed in

to monitor developments and report further

order to determine their relevance to Swiss nuclear

once the final reports by the US authorities have

facilities and if necessary the findings are used for

been published and assessed.

deriving safety improvements. The most important are listed in the following: Failure of specific multilayer ceramic capacitors

International cooperation

used in I & C systems – the so­called «Red Cabs» – in several plants outside Switzerland: As the rele­

ENSI works on a continuous basis with interna­

vant Iskamatic A and Teleperm C assemblies are

tional organisations and regulatory bodies. The

also used in Swiss nuclear power plants, ENSI or­

most important are the International Atomic En­

dered a review to see whether these assemblies

ergy Authority (IAEA), the Nuclear Energy Agency

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

13

(NEA) of the Organisation for Economic Coopera­

The European Union (EU) approved a revised Euro­

tion and Development (OECD) and the Western Eu­

pean Directive on Nuclear Safety, which was en­

ropean Nuclear Regulators Association (WENRA) as

acted on 14 August 2014. Its aim is to maintain and

well as bilateral commissions with France, Ger­

constantly improve nuclear safety. Finally, WENRA

many, Austria and Italy with whom it maintains

concluded the revision of its Safety Reference Lev­

regular dialogue. The aims of ENSI in this respect

els for existing reactors to reflect the lessons from

are twofold: firstly, to identify international stand­

the accident at Fukushima. This revision was pub­

ards in the field of nuclear safety and apply them

lished in September 2014.

in Switzerland and secondly to actively promote 14

the ongoing development of and improvement to nuclear safety and security. In 2014, ENSI compiled a strategy on international cooperation that set out the principles relating to presence, transparency,

Current changes and developments in underlying surveillance principles

expertise and independence. In 2014, the international activities of ENSI fo­

The work to update the existing regulatory frame­

cussed primarily on the Convention on Nuclear

work continued during 2014 and ENSI published

Safety (CNS) related to nuclear power stations. The

three new guidelines and one revision during the

Sixth Regular Review Conference of CNS in March/

year:

April monitored the compliance of member states

ENSI­G09: Operating documentation;

with their contractual terms and conditions: Swit­

ENSI­G17: Decommissioning;

zerland received positive reviews, particularly with

ENSI­A03: Periodic safety review of nuclear

regard to the identification of earthquake risks, its

power plants;

commitment to the safety culture and for the exter­

ENSI­B02 (Revision): Periodic reporting by

nal storage facility at Reitnau. The review also iden­

nuclear facilities.

tified future challenges, in particular the remaining service life and the decommissioning process of nu­ clear power plants. The conference also agreed on practical improvements to the CNS review process and the preparation of country reports. In addition, a majority of the Contracting Parties supported a Swiss proposal to amend the Convention and con­ vene a Diplomatic Conference to consider it. Under the proposal, the design principles for the third­ generation reactors would be set in a binding form and existing facilities would be re­assessed system­ atically and regularly. Eventually the Diplomatic Conference in February 2015 did not approve an amendment to the Convention but agreed that the principles underlying the proposal were to be im­ plemented through a joint declaration signed by all Contracting Parties; compliance with this declara­ tion will be monitored at future Review Confer­ ences. An Extraordinary Conference of the Joint Conven­ tion on the safety of spent fuel management and the safety of radioactive active waste management was held in May 2014. This Conference, similar to what had happened at the CNS Conference, agreed on practical improvements to the review process and the preparation of country reports. In preparation for the Fifth Review Conference in May 2015, ENSI submitted the Swiss country report on time in October 2014 to the IAEA.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1. Regulatorische Sicherheitsforschung Für die kompetente Ausübung seiner Aufsichtstätig­

3. Sie sollen den Kompetenzerhalt und die Kompe­

keit muss das ENSI auf dem aktuellen Stand von

tenzerweiterung beim ENSI fördern, in zweiter

Wissenschaft und Technik sein. Das ENSI kann zu

Linie auch bei den Experten des ENSI.

diesem Zweck selbst Forschung betreiben und Pro­

4. In Fachbereichen, in denen das ENSI externe

jekte der nuklearen Sicherheitsforschung unterstü­

Gutachter heranzieht, sollen sie zu einer unab­

tzen. Es tut dies im Rahmen seines Programms «Re­

hängigen Expertise beitragen, welche potenzielle

gulatorische Sicherheitsforschung». Die ENSI­For­

Interessenkonflikte vermeidet.

schungsstrategie ist abrufbar unter www.ensi.ch und gibt insbesondere folgende Ziele für die Forschungs­ projekte des ENSI vor:

5. Sie sollen die internationale Vernetzung des ENSI auf der Fachebene fördern. 6. Die Begleitung von Forschungsprojekten als ab­

1. Indem sie offene Fragen untersuchen, sollen sie es

wechslungsreiche Tätigkeit zur Gewinnung neuer

ermöglichen, potenzielle Problembereiche zu er­

Erkenntnisse soll die Attraktivität des ENSI für

kennen, mögliche Verbesserungen zu erarbeiten,

neue, insbesondere für jüngere und hoch qualifi­

Unsicherheiten zu verringern und Verfahren zu verbessern. Auf diese Weise sollen sie zur Erhal­

zierte Mitarbeitende erhöhen. Mit der Projektbegleitung durch die Experten der

tung und zum Ausbau der Sicherheit der Schwei­

Fachsektionen fliessen die gewonnenen Erfahrungen

zer Kernanlagen beitragen.

in die Aufsichtstätigkeit ein und dienen damit direkt

2. Sie sollen Grundlagen und Hilfsmittel liefern bzw.

der nuklearen Sicherheit. Im vorliegenden Kapitel

weiterentwickeln, welche das ENSI zur Erfüllung

fassen die ENSI­Projektbegleiter die Forschungsresul­

seiner Aufgaben braucht, zum Beispiel für die Er­

tate des Berichtsjahres für die interessierte Öffentlich­

stellung von Richtlinien und für konkrete Ent­

keit zusammen. Vor allem bei den umfangreicheren

scheide des ENSI.

Projekten liegen zudem ausführlichere Berichte der Forscher in Anhang A vor.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

15

A Reaktorkern

1.1 Brennstoffe und Materialien

rialverhalten sowie Mensch­Technik­Organisation. Experimentelle Arbeiten werden primär im norwe­

Dieser Forschungsbereich beschäftigt sich mit dem

gischen Halden durchgeführt, wo ein Versuchs­

Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der

reaktor (Abbildung 1), eine Werkstatt zur Herstel­

wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den

lung instrumentierter Brennstoff­Versuchsanord­

Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und die

nungen, ein Labor zur Interaktion von Mensch und

radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brennele­

Maschine (Man­Machine Laboratory) sowie zwei

mente werden mehrere Jahre im Reaktorkern ein­

Simulationszentren (Virtual Reality Centre, Future­

gesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge­

Lab) zur Verfügung stehen. Forschungseinrich­

tauscht werden; beim Brennstoff und den Brenn­

tungen in den Mitgliedsländern (z.B. Paul Scherrer

stab­Hüllrohren stehen deshalb die Anforderungen

Institut) und die Nuklearindustrie (z.B. Kernkraft­

während dem Normalbetrieb und während be­

werk Leibstadt KKL) beteiligen sich ebenfalls an

stimmten Störfällen im Mittelpunkt. Bei den weni­

den Experimenten. Die Schweizer Beteiligten tau­

gen nicht austauschbaren Komponenten des Pri­

schen sich dazu im Rahmen eines nationalen Komi­

märkreislaufs, vor allem dem Reaktordruckbehälter

tees aus. Über ihre Vertreter in den HRP­Gremien

und dem Sicherheitsbehälter (Containment), sind

Halden Programme Group HPG (verantwortlich für

vor allem die Prozesse der Materialalterung ent­

die technischwissenschaftliche Steuerung des Pro­

scheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb der

gramms) und Halden Board of Management HBM

Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass für

(verantwortlich für die Aufsicht und Strategie des

alle Anforderungen weiterhin ausreichende Si­

Gesamtprojekts) speisen sie ihre Bedürfnisse ins

cherheitsmargen vorhanden sind.

Projekt ein. Bei den Arbeiten im hier beschriebenen Projektbe­

1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien

reich geht es um das Verhalten von Brennstoffen und Strukturmaterialien sowohl beim langfristigen Einsatz im Normalbetrieb als auch unter den spe­

Auftragnehmer: Halden Reactor Project,

ziellen Bedingungen schnell ablaufender Störfälle.

Norwegen

Brennstabsegmente, die teilweise bereits in Kern­

ENSI­Projektbegleiter: Reiner Mailänder

kraftwerken im Einsatz waren (Abbildung 2), wer­

Bericht der Forscher im Anhang A

den in instrumentierte Versuchsanordnungen ein­ gesetzt und im Halden­Reaktor weiter bestrahlt,

Einleitung

wobei die thermohydraulischen Bedingungen von

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein seit

Leichtwasserreaktoren inklusive der Druck­ und

1958 laufendes, von Organisationen aus 20 Staa­

Temperaturbedingungen bei Störfällen simuliert

ten getragenes Forschungsprogramm. Das HRP

werden. Dank ausgeklügelter Instrumentierung

hat zwei Stossrichtungen: Brennstoff­ und Mate­

können zahlreiche Parameter wie Temperaturver­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

17

Abbildung 1: Der Reaktor im südnorwegischen Halden befindet sich in einer Felskaverne, die vom Gebäude am Fuss des Berges zugänglich ist. Der vom Reaktor erzeugte Dampf wird nicht etwa ungenutzt in die Umwelt abgegeben, wie man hier den Eindruck haben könnte, sondern an die im Hintergrund erkennbare Papierfabrik geliefert. Quelle: HRP.

Abbildung 2: Im Halden­Reaktor werden auch Brennstab­Segmente untersucht, die bereits in Kernkraftwerken bestrahlt wurden. Sie werden in Behältern wie dem hier dargestellten nach Halden transportiert. Quelle: HRP.

formung während des Versuchsablaufs gemessen

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

werden. Andere Daten werden bei Nachbestrah­

Der Halden­Reaktor wurde im Jahre 2014 wiede­

lungs­Untersuchungen im Hotlabor in Kjeller bei

rum planmässig für etwa 191 Tage betrieben, dabei

Oslo gewonnen. Bei den Strukturmaterialien geht

wurden im Rahmen des Projekts zwölf Experimente

es vor allem um Alterungsphänomene im Hinblick

ausgeführt. Für die Schweiz waren insbesondere

auf den Langzeitbetrieb. Dazu wird insbesondere

die nachfolgend beschriebenen Versuche interes­

der Einfluss der Strahlung im Reaktor auf verschie­

sant.

dene Stähle (Spannungsrisskorrosion, Kriechen,

In der Schweiz werden, verglichen mit anderen Län­

Spannungsrelaxation, Versprödung) untersucht.

dern, relativ hohe Brennstoff­Abbrände erreicht.

lauf oder Brennstab­Innendruck und Brennstabver­

Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich

Der Versuch IFA­655 beschäftigt sich mit der Verän­

Mensch­Technik­Organisation findet sich im Kapi­

derung der Brennstoffstruktur im Verlauf des Ein­

tel 1.4.1.

satzes. Mit zunehmendem Abbrand entwickelt sich am Rand des Brennstoff­Pellets eine sogenannte Hochabbrandstruktur, in der relativ viel Uran­238

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

18

zu Plutonium­239 umgewandelt wurde. Zugleich

der dreijährigen Projektperiode werden vom HRP

verändert sich mit der Ansammlung von Spaltpro­

zwei grössere Tagungen, sogenannte Enlarged

dukten die mineralische Struktur, mit Auswir­

HPG Meetings, organisiert. Bei der Tagung in Røros,

kungen auf die thermischen und mechanischen Ei­

Norwegen, wurden im September 2014 vor allem

genschaften des Brennstoffs. Im Halden­Reaktor

die Ergebnisse der zu Ende gehenden Projektperi­

werden für verschiedene Versuche Brennstoffpro­

ode 2012–2014 präsentiert. Sie zeigte unter ande­

ben über lange Zeit einer hohen Bestrahlung aus­

rem, dass vermehrt neue Hüllrohrmaterialien gete­

gesetzt, so dass Abbrände von teilweise über 100

stet werden, welche ein verbessertes Verhalten bei

MWd/kgU resultieren, deutlich höher als die in

Störfällen aufweisen sollen, darunter vor allem

Kernkraftwerken erreichten Werte. Anschliessend

Stahl, Siliziumcarbid und speziell beschichtetes Zir­

werden sukzessive einzelne Proben in sogenannten

konium. Während bisherige Tests zu den Materi­

Rampenversuchen einer schnellen Leistungserhö­

aleigenschaften in einigen Fällen vielversprechende

hung ausgesetzt, wie sie ähnlich auch bei Störfäl­

Ergebnisse zeigen, ist die Herstellung solcher Hüll­

len auftreten kann. Dabei wird die Freisetzung von

rohre im industriellen Massstab teilweise noch ein

Spaltgas aus dem Brennstoff gemessen, welche

ungelöstes Problem. Zudem könnten neue Materi­

den Druck im Brennstab erhöht und im Extremfall

alien auch neue Fragen zur Sicherheit aufwerfen.

zum Versagen des Hüllrohrs führen kann. Von den chen getestet, wobei Temperaturen von 1150 °C

Bedeutung des Projektes, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

und ein Abbrand bis 113 MWd/kgU erreicht wur­

Die Charakterisierung von Kernbrennstoffen und

den. Es wurde eine recht einheitliche Spaltgas­Frei­

Materialien unter Bedingungen im Reaktor ist eine

setzung von 11–13% festgestellt.

Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine welt­

Die Untersuchungen zum Verhalten von hoch ab­

weit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung und

gebrannten Brennstäben unter Bedingungen, wie

Instrumentierung von Experimenten, und es entwi­

sechs Proben wurden bisher drei in Rampenversu­

sie bei einem Kühlmittelverlust­Störfall auftreten,

ckelt diese laufend weiter.

wurden fortgesetzt. Bei einem solchen Störfall wer­

Die Resultate fliessen in Sicherheitsanalysen ein und

den die Brennstäbe in relativ kurzer Zeit erhöhten

dienen zur Validierung der von Brennstoffherstel­

Druck­ und Temperaturbedingungen ausgesetzt,

lern und Forschungslaboratorien benutzten Re­

es kann ein Aufblähen der Hüllrohre (Ballooning)

chenmodelle zum thermomechanischen Verhalten

stattfinden. Versuche der Serie IFA­650 in den Vor­

von Brennstoffen mit unterschiedlichen Abbrän­

jahren hatten gezeigt, dass es zu einer starken

den. Sie haben auch hohe Relevanz für die prak­

Fragmentierung, Verlagerung und zum Austritt

tische Aufsichtstätigkeit des ENSI. Im Bereich Brenn­

von Brennstoff beim Aufplatzen des Hüllrohrs kom­

stoffe und Materialien gilt dies besonders für die

men kann, wenn es sich um hochabgebrannten

Erkenntnisse zum Verhalten von Brennstoffen und

Brennstoff handelt. Der 2013 durchgeführte Test

Hüllrohren, welche durch die in den letzten Jahren

IFA­650.14 war bewusst auf ein Ballooning ohne

gesteigerten Abbrände erhöhten Belastungen aus­

Aufbrechen des Hüllrohrs angelegt und dazu von

gesetzt sind. Dabei muss sichergestellt werden,

PSI­Forschern genau vorausberechnet worden.

dass die geltenden Grenzwerte auch unter den

Erste Messungen der Brennstoffverteilung im auf­

Bedingungen eingehalten werden, wie sie bei Stör­

geblähten Hüllrohr mit Hilfe von Gammastrahlen

fällen auftreten können. Der enge Zusammenhang

hatten schon damals vermuten lassen, dass es be­

zwischen der Aufsichtstätigkeit des ENSI und den

reits vor dem Aufplatzen zu Brennstoff­Fragmen­

Forschungsarbeiten des HRP sowie des Studsvik

tierung und Verlagerung gekommen ist. Die 2014

Cladding Integrity Projects SCIP­II (siehe Kapitel

durchgeführten

Nachbestrahlungs­Untersu­

1.1.2) hat sich besonders in der laufenden Projekt­

chungen konnten diese Vermutung nun bestäti­

phase gezeigt. Gestützt auf die Experimente zu

gen. Die Fragmentierung setzt demnach nicht erst

Kühlmittelverlust­Störfällen bei beiden Projekten

beim Aufplatzen des Hüllrohrs ein, sondern bereits

hat das ENSI 2012 die Betreiber der Schweizer Kern­

vorher, wenn der Druck in den Brennstoffporen an­

kraftwerke aufgefordert, die Übertragbarkeit der

steigt und die stützende Wirkung des Hüllrohrs

Versuchsergebnisse auf ihre Anlagen zu überprü­

durch das Aufblähen nicht mehr vorhanden ist.

fen. Die Betreiber konnten inzwischen durch wei­

Dies ist eine wichtige Erkenntnis für die weitere

tere Analysen zu Kühlmittelverlust­Störfällen zei­

Verbesserung der Brennstoff­Modellierung. In je­

gen, dass bei der gegenwärtigen Auslegung der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Schweizer Reaktoren die hochabgebrannten Brenn­ elemente keine Temperaturen erreichen, bei denen

1.1.2 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project

ein Aufblähen der Hüllrohre auftreten kann. Das HRP bildet zudem in erheblichem Umfang

Auftragnehmer: Studsvik, Schweden

junge Forscher aus. Dies gilt sowohl für Doktoran­

ENSI­Projektbegleiter: Andreas Gorzel,

den als auch für Gastwissenschaftler, sogenannte

Reiner Mailänder, Lutz Adam

Secondees. So unterstützte das HRP im Jahre 2014

Bericht der Forscher in Anhang A

einen Doktoranden des Paul Scherrer Instituts bei seinen Forschungsarbeiten in Halden. Schliesslich

Einleitung

bietet das HRP jährlich in der Halden Summer

Das OECD­Forschungsprojekt SCIP hat zum Ziel,

School Weiterbildungen an, wobei abwechselnd

detaillierte experimentelle Daten zu Schädigungs­

Themen zu Brennstoffen und Materialien sowie zu

mechanismen der Brennstoff­Hüllrohre (erste Bar­

menschlichen Faktoren im Mittelpunkt stehen.

riere) zu generieren, um das Verständnis der physi­ kalisch­chemischen Abläufe zu verbessern und die

Ausblick

Defekthäufigkeit weiter zu verringern. Das ENSI

Die Arbeiten des Projekts gehen weiterhin gut vo­

unterstützt seit Mitte des Jahres 2009 dieses For­

ran. Für die 2015 startende, dreijährige Projekt­

schungsprogramm, an dem mittlerweile ca. 30 Or­

phase haben 19 Länder ihre Teilnahme bereits zu­

ganisationen aus 13 Ländern beteiligt sind. Im

gesagt, und das HRP ist in Gespräch mit Instituti­

Jahre 2014 wurde die nächste Phase für dieses Pro­

onen aus weiteren Ländern. Aus den Ende 2013

jekt, SCIP III, begonnen.

von allen teilnehmenden Institutionen eingereich­

Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zylinder

ten Bewertungen und Präferenzen der vorgeschla­

von ca. 8 bis 9 mm Durchmesser (Tabletten, englisch

genen Aktivitäten haben Projektleitung und HPG

Pellets) in Hüllrohre mit etwa 0,6–0,8 mm Wandstärke

einen Programmvorschlag erarbeitet, der vom HBM

eingefüllt, die zu Brennelementen zusammengesetzt

inklusive dem damit verbundenen Budget im De­

werden. Damit keine radioaktiven Spaltprodukte in

zember 2014 akzeptiert wurde. Das Programm

den Primärkreislauf freigesetzt werden, muss die In­

2015–2017 setzt weitgehend die Arbeit an den bis­

tegrität der Hüllrohre den vielfältigen Belastungen

herigen Schwerpunkten fort, widmet sich neu aber

standhalten. Das Projekt befasst sich mit Schädi­

auch Untersuchungen zur Langzeit­Zwischenlage­

gungsmechanismen, die in den aus Zirkoniumlegie­

rung (Alterungseffekte bei Brennstäben). Dies ist

rungen bestehenden Hüllrohren – auch unter Einbe­

auch für die Schweiz ein wichtiges Thema für die

ziehung des Pelleteinflusses – ablaufen können. Im

kommenden Jahre.

SCIP­Projekt werden Materialversuche und ­model­

19

Abbildung 3: Heisse Zellen der Firma Studsvik. Quelle: Studsvik.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

lierungen bei der Firma Studsvik in Schweden und

dem Brennstoff zur Innenseite der Brennstabhülle.

Leistungsrampenversuche am OECD­Halden­Reak­

Die mikroskopischen Untersuchungen haben zudem

tor in Norwegen durchgeführt. Studsvik untersucht

die strukturellen Änderungen im Brennstoff als Folge

die Proben mit modernsten, zum Teil selbst weiter

der nuklearchemischen Prozesse klarer gemacht.

entwickelten Methoden wie Laser­Ablation und

Die experimentellen Daten haben den Einfluss von

Elektronenstrahl­Mikroanalyse (Electron Probe

Änderungen der Brennstoff­Zusammensetzung auf

Micro­Analysis EPMA). Proben, welche bestrahlt

die sicherheitstechnischen Eigenschaften verdeut­

worden sind, werden in den Heissen Zellen unter­

licht. Sie haben aber auch gezeigt, dass die verwen­

sucht (Abbildung 3).

deten Berechnungswerkzeuge für die Modellierung neuer Brennstoffe weiter optimiert werden müssen.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Die Modellierung dieser Phänomene wurde daher als ein Hauptbestandteil des weiterführenden For­ schungsprogrammes SCIP III aufgenommen.

Aufarbeitung von Daten aus früheren 20

Rampenversuchen

Interaktion zwischen Brennstoff und Hüllrohr

Studsvik hat umfangreiche Rampenversuche zur Un­

durch Spannungsrisskorrosion (Pellet Cladding

tersuchung von Brennstoffeigenschaften seit 1970

Interaction PCI)

am Reaktor Studsvik R2 durchgeführt. Im Rahmen

Zusätzlich zur rein mechanischen Komponente wir­

von SCIP II wurden insgesamt 1100 Versuche analy­

ken auf das Hüllrohr auch Spaltprodukte ein, die

siert und in einer Datenbank zusammengeführt.

vom Brennstoff freigesetzt werden. Der dann wir­

Diese Zusammenstellung unterstützt einerseits die

kende chemische Prozess, die Spannungsrisskorro­

statistische Auswertung neuerer Versuchsdaten, an­

sion, ist prinzipiell ähnlich wie bei Strukturmateri­

derseits bauen neue Versuchsreihen auf vorange­

alien (siehe auch Projekt SAFE, Kapitel 1.1.4). Aller­

gangen Versuchen auf und die Wiederholung von

dings ist das Verhalten von Zirkonium mit dem von

Versuchen kann damit vermieden werden. Die Ar­

Stählen nicht vergleichbar, und bei PCI wird allge­

beiten zu diesem Projektziel wurden mit einem Be­

mein das Element Iod als wichtigstes chemisches

richt abgeschlossen.

Agens angenommen. Mit den durchgeführten Experimenten und Analy­

Mechanische Interaktion zwischen Brennstoff und

sen konnte das Phänomen PCI besser definiert und

Hüllrohr (Pellet Cladding Mechanical Interaction

die Ursachen untersucht werden. Für das Auftreten

PCMI)

von PCI­Schäden sind ein anfälliges Material an der

Diese Interaktion kann zu Schädigungen des Hüll­

Hüllrohroberfläche, hohe Materialbelastung und ein

rohrs führen. Sie kommt dadurch zustande, dass sich

aggressives chemisches Agens zur Störung der Hüll­

die Pellets mit steigender Temperatur ungleichför­

rohroberfläche erforderlich. Mit den Experimenten

mig ausdehnen und dadurch lokal unterschiedlich

wurde unter anderem nachgewiesen, dass schritt­

auf die Innenseite des Hüllrohrs drücken.

weise Leistungserhöhungen das Risiko von PCI­

Die Experimente zu diesem Projektziel wurden be­

Schäden verringern. Zudem wirkt ein erhöhter Sau­

reits im Jahr 2013 und die Berichterstattung hierzu

erstoffanteil im Brennstoff PCI­Schäden entgegen.

2014 abgeschlossen. Die untersuchten Brennstoff­

Es hat sich gezeigt, dass die Beständigkeit gegen PCI

proben repräsentierten auch neueste Entwick­

durch einen grösseren Spalt zwischen Brennstoff­

lungen, darunter solche mit speziellen zusätzlichen

pellet und Hüllrohr sowie ein kleineres Verhältnis

Inhaltsstoffen wie Aluminium, Chrom oder Silizium

zwischen Länge zu Durchmesser des Brennstoff­

zur Verbesserung spezifischer Eigenschaften, Brenn­

pellets verbessert werden kann. Es konnte der Zu­

stoff mit hoher Dichte oder grösseren Mineralkör­

sammenhang zwischen lokaler chemischer Zusam­

nern. Zum Vergleich mit diesen modernen Brenn­

mensetzung und PCI­Verhalten experimentell nach­

stoffen wurden auch konventionelle Brennstoffma­

gewiesen werden. Ausserdem konnte der Einfluss

terialien untersucht und die Ergebnisse mit denen

von Leistungsänderungen auf das PCI­Verhalten

aus früheren elf Rampenversuchen verglichen. So

quantifiziert werden.

haben die Versuchsergebnisse gezeigt, dass zum Bei­

In der nächsten Projektphase sollen weitere Ver­

spiel grössere Mineralkörner und zusätzliche Inhalts­

suche durchgeführt werden, um aus den vorge­

stoffe an den Kornoberflächen die Diffusion von

nannten Einflüssen auf das PCI­Verhalten konkrete

Spaltgasen verlangsamen. Spaltgase entstehen bei

Entwicklungsziele für neue Brennstoffe und Hüll­

der Kernspaltung und transportieren Aktivität aus

rohrmaterialien abzuleiten. Weiterhin sollen neu

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 4: Schnittbild einer Versuchsanordnung bei einem Mandrel­ Test. Der helle Ring ist das Hüllrohr (Durchmesser ca. 1 cm). Innerhalb davon sind 16 Keramik­Seg­ mente zu sehen, die beim Test auseinander­ gepresst werden und das Hüllrohr auf Zug belasten, bis es reisst. Quelle: Studsvik.

21

entwickelte Hüllrohr­ und Brennstoffmaterialien

sichtigt. Es hat sich gezeigt, dass Wasserstoff und

auf ihre PCI­Eigenschaften hin überprüft werden.

Hydride einen mässigen Einfluss auf das plastische Verhalten der Hüllrohre haben. Dabei erhöht sich

Durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen

die Streckgrenze mit einem Ansteigen des Ab­

(Hydrogen­induced failures)

brandes und des Wasserstoffgehaltes. Zudem re­

Im Betrieb wird die Aussenseite der Hüllrohre, die

duziert Wasserstoff in den Hüllrohren die Kriech­

mit dem Kühlmittel in Kontakt ist, in einer dünnen

rate über einen längeren Zeitraum, zum Beispiel

oberflächlichen Schicht oxidiert. Bei dieser Reak­

bei der Trockenlagerung von Brennelementen.

tion wird Wasserstoff frei, der zum Teil ins Hüllrohr­ Feststoff vorliegen (solid solution), bei höherer

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Konzentration aber auch Hydride bilden. In beiden

Das Hüllrohr bildet die erste Barriere gegen die

Fällen wirkt sich der Wasserstoff auf die Rissanfäl­

Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in

ligkeit und die mechanischen Eigenschaften des

Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Er­

Hüllrohrs aus.

halt der Hüllrohr­Integrität zur Gewährleistung des

Die Versuchsergebnisse haben die Kenntnisse über

Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe» bei

durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen

und leistet damit einen wichtigen Beitrag zur nu­

deutlich verbessert. So wurde der Zusammenhang

klearen Sicherheit. Die Teilnahme des ENSI am Pro­

zwischen Fliess­/Bruchspannung und Temperatur­/

jekt SCIP ist auch vor dem Hintergrund des in den

material hinein diffundiert. Dort kann er gelöst im

Abbrandniveau experimentell hergeleitet. Weiter­

letzten Jahren gesteigerten Brennstoff­Abbrands

hin wurden die Auswirkungen von Wasserstoff auf

in den Schweizer Kernkraftwerken zu sehen. Dabei

das Kriechen in Hüllrohrmaterialien und die Relaxa­

wird stärker angereicherter Brennstoff verwendet

tion untersucht; bei den Versuchen wurden Leis­

und dieser besser ausgenutzt, wobei die Brennele­

tungserhöhungen und PCI­Bedingungen berück­

mente länger im Reaktor verbleiben. Hierzu wurde

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

die Brennstoffstruktur optimiert, jedoch ebenso

Teilprojekt 3: Modellierung

die Hüllrohr­Materialien laufend verbessert. Das

Die Modellierung bei SCIP dient zu Voraus­ und

Projekt SCIP soll dazu beitragen, mit der stärkeren

Nachrechnungen zu den Experimenten mit existie­

Beanspruchung der Hüllrohre und des Brennstoffes

renden Rechenprogrammen und ­modellen. Es sol­

zusammenhängende Sicherheitsfragen zu klären.

len dabei Eingabedaten für Experimentieranord­

Zusammen mit dem Halden Reactor Project (siehe

nungen und ­parameter bereitgestellt werden. Die

auch Kapitel 1.1.1) hat SCIP­II in der abgeschlos­

Modellierungen dienen auch zur Verbesserung der

senen Projektphase bereits konkrete Beiträge für

Evaluierung und Interpretation von Experimentier­

die Aufsichtstätigkeit des ENSI geleistet. Insbeson­

ergebnissen sowie zur Identifikation von potenti­

dere wurden dabei die bisherigen und modernen

ellen Modellverbesserungen und zur Bereitstellung

Brennstoff­ und Hüllrohrmaterialien umfangreichen

zugehöriger Daten. Die Modellierungstätigkeiten

Experimenten unterzogen, um deren Eigenschaften

werden dabei durch verschiedene internationale

bei Brennelementschäden und unter Unfallbedin­

Teilnehmer des SCIP­Projektes durchgeführt.

gungen zu analysieren. Die Teilnahme an der wei­ 22

terführenden Projektphase SCIP III soll weitere Er­

1.1.3 OECD CABRI Waterloop Project

kenntnisse auf experimenteller Basis erbringen, um Unfallsituationen mit Brennelementschäden so­

Auftragnehmer: OECD­NEA und IRSN

wohl im Reaktor als auch während der Brennele­

ENSI­Projektbegleiter: Andreas Gorzel

mentlagerung noch genauer bewerten zu können. Zudem sollen die Experimentierergebnisse durch

Einleitung

die Modellierung in Softwareprogrammen der brei­

Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken mit

teren Anwendung zur Verfügung gestellt werden.

Druckwasser­ oder Siedewasser­Reaktoren (DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfälle unter­

Ausblick

sucht, bei denen der Reaktor durch schnelle unkon­

Die Projektphase SCIP II wurde mit dem Abschluss­

trollierte Bewegung eines Steuerelements bzw.

bericht im Oktober 2014 abgeschlossen. Bereits im

Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Auslösende

Jahr 2013 wurde mit der Vorlage eines umfas­

Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle (Reactivity

senden Programmvorschlags mit der konkreten

Initiated Accidents, RIA) sind der postulierte Bruch

Planung der nächsten Projektphase begonnen. Der

des Stutzens eines Steuerelementantriebs (DWR)

Programmvorschlag wurde bei den folgenden Pro­

bzw. das Entkuppeln eines Steuerstabs von seinem

jekttreffen detailliert diskutiert. In dieser Projekt­

Antrieb (SWR). Der damit verbundene Auswurf des

phase sollen bis Mitte 2019 Experimente durchge­

Steuerelements bzw. das Herabfallen des Steuer­

führt und ausgewertet werden. Das SCIP III­Pro­

stabs führt zu einem Leistungsanstieg in den be­

gramm umfasst die folgenden Schwerpunkte:

nachbarten Brennstäben. Durch Einhaltung spezi­ eller Sicherheitskriterien (Enthalpie des Brennstoffs,

Teilprojekt 1: Kühlmittelverlust­Störfälle und Tem­

siehe Abbildung 5) wird das Ausmass möglicher

peraturtransienten

Brennstabschäden derart begrenzt, dass der Reak­

Gegenstände der Experimente hierzu sind Brenn­

torkern kühlbar bleibt. Weil seit Einführung der ak­

stoff­Fragmentierung und ­Freisetzung, Überhit­

tuellen Sicherheitskriterien die Brennstoffabbrände

zung des Hüllrohres sowie axiale Belastungen.

gesteigert und die Brennstoff­ und Hüllrohrmateri­

Hierzu müssen zum Teil neue Experimentiereinrich­

alien weiterentwickelt wurden, ist eine Absicherung

tungen entwickelt und gebaut werden.

der Kriterien notwendig. Das CABRI International Project (CIP) wird von der

Teilprojekt 2: Pellet­Cladding­Interaction

Nuclear Energy Agency (NEA) und dem franzö­

Bisherige Untersuchungen haben gezeigt, dass

sischen Institut de Radioprotection et de Sûreté Nu­

schrittweise Leistungssteigerung bei Rampenversu­

cléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sollen am

chen und ein Überschuss von Sauerstoff das PCI­

Forschungsreaktor CABRI in Cadarache, Frankreich,

Verhalten verbessern. Die Belastung durch Rampen

Versuche zum Verhalten von Brennstabsegmenten

kann durch sogenannte Mandreltests, in denen

bei schnellen Reaktivitätsstörfällen in Kernreaktoren

eine keramische Pyramide das Pellet simuliert, ver­

durchgeführt werden. Zu diesem Zweck wurde die

einfacht durchgeführt werden (Abbildung 4). Ent­

bisher mit Natrium gekühlte Testschleife des CABRI­

sprechende Versuche sollen das verbesserte PCI­

Reaktors auf Wasserkühlung umgebaut (CABRI Wa­

Verhalten genauer quantifizieren.

ter Loop, CWL), damit die Versuchsanordnung den

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

in Leichtwasserreaktoren vorhandenen Betriebs­

Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau­

und Störfallbedingungen besser entspricht. Bevor

ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen

Versuche im Reaktor durchgeführt werden können,

Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches

sind aber noch Anpassungen und Überprüfungen

vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS in

der Anlage sowie Testvorbereitungen nötig.

Kap. 1.5.1) genauer zu modellieren. Damit können die festgelegten Sicherheitskriterien für Reaktivi­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

tätsstörfälle überprüft und nötigenfalls verbessert werden.

Im Jahre 2014 wurden folgende Fortschritte erzielt: Die Testschleife wurde bei den erforderlichen

Ausblick

DWR­Bedingungen (280 °C, 155 bar) betrieben.

Mit dem neuen Wasserkreislauf wird eine weltweit

Die Handhabungsgeräte sind bereit für die Inbe­

einmalige Anlage zur realitätsnahen Simulation

triebnahmetests.

von RIA­Störfällen unter DWR­Bedingungen ein­

Die fünfte Probe der Testmatrix wurde präpa­

gerichtet. Der Erfolg wird sich aber frühestens mit

riert, insgesamt sind zehn Versuche geplant.

der Durchführung und Auswertung der ersten RIA­

Oxidationsstellen an einigen Brennelementen

Versuche bewerten lassen. Die erste Kritikalität des

sorgten 2013 für eine Verzögerung des Projekt­

Reaktors ist nun für März 2015 geplant. Der Quali­

plans. Als Ursache wurden vom Betreiber kleine

fikationstest soll in der ersten Hälfte des Jahres

Metall­Partikel im ursprünglichen Primärkreis ge­

2016 durchgeführt werden.

nannt. Die sicherheitstechnische Unbedenklichkeit wurde mittlerweile von der ASN (französische Auf­ sichtsbehörde) bestätigt. Dadurch entstanden zwar weitere Verzögerungen, dennoch stellen die Fort­ schritte, die im Jahr 2014 erzielt wurden, wichtige Meilensteine des Projekts dar.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Die Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle be­ dürfen der weiteren experimentellen Überprüfung. Die internationale Kooperation ist dabei unerläss­ lich, nicht nur wegen der hohen Kosten von An­ lage und Versuchen. Auch bei den Simulationen des Brennstabverhaltens ist es vor allem der Aus­ tausch zwischen den verschiedenen Fachgruppen weltweit, der Verbesserungen ermöglicht. Der CABRI­Reaktor wird nach Abschluss der noch erforderlichen Arbeiten neben dem Forschungsre­ aktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor) in Ja­ pan weltweit die einzige Anlage sein, an der das Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör­ fällen in Leichtwasserreaktoren integral simuliert werden kann. Es besteht eine Kooperation mit dem ALPS­Programm (Advanced LWR Fuel Perfor­ mance and Safety Research Program) am NSRR, die einen Datenaustausch und eine Versuchsabstim­ mung zwischen beiden Projekten ermöglicht, wo­ bei die Versuche am NSRR in stagnierendem Was­ ser ablaufen. Bisherige Versuche aus beiden Anla­ gen wurden für eine Vergleichsrechnung (Bench­ mark) der NEA herangezogen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 5: Auch bei einem RIA muss die Kühlbarkeit des Kerns gewährleistet bleiben. Dazu berechnet man den durch einen Steuerelement­Auswurf verursachten Leistungs­ anstieg für benachbarte Brennstäbe. Das Mass dafür ist die sogenannte Brennstoffen­ thalpie als hierbei insgesamt vorliegende Wärmeenergie pro Brennstoffmenge (Einheit: cal/g). Sie ist unterschiedlich, je nachdem, ob sich der Reaktor im Leistungsbetrieb befin­ det oder nicht. Im Stillstand wird zudem unterschieden zwischen den Temperaturzustän­ den «Nulllast heiss» und «Nulllast kalt». Für jeden dieser Zustände gelten in Abhängigkeit des Brennstoff­Abbrands unterschiedliche Grenzwerte, die von keinem Brennstab über­ schritten werden dürfen. Die Einhaltung der Integritätslimiten stellt sicher, dass die Brennstoff­Hüllrohre mechanisch intakt bleiben. Die Einhaltung der Kühlbarkeitslimite verhindert eine unzulässige lokale Überhitzung im Reaktor, auch wenn einige Hüllrohre undicht werden. Dargestellt sind die derzeit gültigen Grenzwerte für Uranoxid­Brenn­ stoff. Quelle: HSK­AN­5208 vom 15.07.2004.

23

B Strukturmaterialien 1.1.4 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb

Laufzeit von drei Jahren abgeschlossen. Es war in vier Teilprojekte gegliedert, die unterschiedliche As­ pekte zum Werkstoffverhalten unter typischen Um­

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

gebungsbedingungen insbesondere im Primär­

ENSI­Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

kreislauf behandelt haben.

Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Im Projekt SAFE (Safe long term operation in the context of environmental effects on fracture, fati­

Teilprojekt I: Umgebungseinfluss

gue and environmental assisted cracking) werden

auf Bruchzähigkeit und Risswiderstand

werkstofftechnische Fragestellungen insbeson­

Hintergrund dieses Teilprojektes waren experimen­

dere zu Risskorrosion und Ermüdung in Struktur­

telle Befunde aus Untersuchungen zur Spannungs­

werkstoffen von Leichtwasserreaktoren bearbei­

risskorrosion in renommierten internationalen La­

tet. Sie sind wichtig für den Langzeitbetrieb der

bors. Sie zeigen, dass sich das Bruchverhalten

Kernkraftwerke.

verschiedener Strukturwerkstoffe in Heisswasser

Die Gewährleistung eines sicheren Anlagenbe­

gegenüber jenem an Luft signifikant ändern kann.

triebs setzt genaue Kenntnisse der Systembedin­

Ein möglicher Einfluss der Umgebungsbedin­

gungen voraus, die zur Risskorrosion und Ermü­

gungen auf die Bruchzähigkeit kann einen erheb­

dung sowie zu einer Zähigkeitsabnahme führen

lichen Einfluss auf die Sicherheitsbewertung zur

können. Zuverlässige quantitative Daten zur Initiie­

Folge haben und soll durch eine systematische Auf­

rung und zum Wachstum von derartigen Rissen

arbeitung des Standes von Wissenschaft und Tech­

und genaue Kenntnisse über den Alterungszu­

nik sowie ausgewählte Experimente besser abge­

stand der einzelnen Komponenten sind für die Be­

klärt werden.

wertung der Strukturintegrität von Rohrleitungen

Erste Experimente haben aufgezeigt, dass es im

und Behältern wesentlich.

Heisswasser zu einer Reduzierung der Bruchzähig­

Auch bei der Festlegung und Überprüfung der In­

keit kommen kann. Dieser Effekt wurde auf den

spektionsintervalle der Wiederholungsprüfpro­

Einfluss des Wasserstoffs zurückgeführt, der aus

gramme ist die Anfälligkeit auf Risskorrosion und

dem Heisswasser in den Stahl eindiffundiert. Eine

Ermüdung zu beachten. Im Rahmen des Projektes

Literaturstudie hat aufgezeigt, dass der Wasser­

sollen auch spezielle Abhilfe­ und Instandhaltungs­

stoffeinfluss in Strukturwerkstoffen unter hohen

massnahmen untersucht werden. Das Forschungs­

Temperaturen noch nicht vollständig untersucht

vorhaben SAFE setzt gezielt bei ausgewählten Fra­

und werkstoffkundlich bewertet wurde.

gen zu diesem Themenbereich an.

Im Berichtszeitraum wurde der Einfluss von Wasser­

Das Projekt SAFE wurde im Jahr 2014 nach einer

stoff auf das Werkstoffverhalten unter Heisswas­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

serbedingungen systematisch an Bruchmechanik­

Im dritten Projektjahr lag der Fokus der Untersu­

Proben aus dem Stahl eines Reaktordruckbehälters

chungen auf einer genaueren Charakterisierung des

(RDB) untersucht. Die Ergebnisse bestätigten, dass

Einflusses des Lastverhältnisses aus Mittelspannung

unter dem Einfluss des Heisswassers eine zum Teil

und Betriebstransienten auf die Ermüdungslebens­

deutliche Reduzierung der Werkstoffzähigkeit im

dauer unter Umgebungseinfluss. Für Ermüdungsver­

Vergleich zu Experimenten an Luft und bei gleicher

suche an Luft kann der Einfluss der Mittelspannung

Temperatur beobachtet wird. Der Wasserstoffge­

mit einem Korrekturfaktor berücksichtigt werden.

halt im Heisswasser lag dabei in einem Bereich, der

Von besonderem Interesse ist hier, ob diese Korrek­

typischerweise in Druckwasserreaktoren (DWR) wie

turfaktoren auch unter Umgebungseinfluss das

auch in Siedewasserreaktoren (SWR) vorkommt.

Werkstoffverhalten ausreichend gut beschreiben

Begleitende metallographische Analysen der Bruch­

können. Erste Erkenntnisse aus dem Projekt SAFE,

flächen von gebrochenen Proben zeigten deutliche

die noch auf Versuchen an Standard­Bruchmechanik

Unterschiede zwischen Versuchen unter Heisswas­

beruhen, haben aufgezeigt, dass unter Umgebungs­

serbedingungen und denen an Luft bei gleicher

einfluss diese Korrektur zu einer deutlichen Unter­

Temperatur. Die Bruchflächen von Bruchmechanik­

schätzung der Rissinitiierungszeit führen kann. Um

Proben unter Heisswasserbedingungen wiesen

diesen Effekt genauer zu untersuchen, wurden im

insbesondere ausgeprägte lokale Bereiche mit

Berichtsjahr Versuche an speziellen Hohlrohrproben

stark lokalisierten, inhomogenen plastischen Ver­

durchgeführt, bei denen sich der Spannungszustand

formungen sowie Nebenrisse auf, die bei Versu­

im beanspruchten Probenquerschnitt direkt überwa­

chen an Luft nicht beobachtet wurden. Verglei­

chen lässt.

chende Untersuchungen an Zugproben, die gezielt

Die Auswertung der Versuche bestätigte, dass die

mit Wasserstoff beladen wurden, aber nicht in Kon­

verwendeten Korrekturfaktoren das Werkstoffver­

takt mit dem Heisswasser standen, haben bei glei­

halten nicht für alle Überlagerungszustände kor­

cher Temperatur ebenfalls eindeutige Unterschiede

rekt abbilden können. Insbesondere bei Versuchen

und ein vergleichbares Bruchbild wie in Heisswasser

im Bereich der Dauerschwingfestigkeit führen be­

gezeigt.

reits geringe überlagerte Zugmittelspannungen zu

Damit liegen nun deutliche Hinweise vor, die auf ei­

einer unerwartet deutlichen Reduzierung der Riss­

nen Einfluss des Wasserstoffs insbesondere auf die

initierungszeit. Hohe überlagerte Zugmittelspan­

Bruchzähigkeit auch unter höheren Temperaturen

nungen können zu einer ausgeprägten Unter­

hinweisen.

schätzung der Ermüdungslebensdauer führen.

25

Mit dem weiteren Versuchsprogramm im Folge­ projekt SAFE­II sollen diese Ergebnisse weiter ab­

Teilprojekt III: SpRK im Übergangsbereich

gesichert werden und eine Übertragbarkeit auf die

Inconel­182­RDB

realen Bedingungen während des Betriebs der An­

Die Untersuchungen zur Spannungsrisskorrosion

lagen diskutiert werden. Insbesondere für eine

(SpRK) im Grenzbereich zwischen dem Schweiss­

mögliche sicherheitstechnische Bewertung muss

material Inconel­182 (Nickelbasislegierung) und

der Effekt noch umfassender untersucht werden.

dem ferritischen RDB­Stahl (Abbildung 6) wurden zu Beginn des Berichtsjahrs abgeschlossen. Schwer­

Teilprojekt II: Umgebungseinfluss

punkt der experimentellen Arbeiten war das SpRK­

auf Ermüdungsrissbildung

Risswachstum bei hohen Beanspruchungen in die­

Das Teilprojekt II befasste sich mit austenitisch rost­ freien Stählen unter den Bedingungen der Wasser­ chemie von Siedewasserreaktoren (SWR) mit Was­ serstoff­Fahrweise und Druckwasserreaktoren (DWR). Der Umgebungseinfluss auf die Ermüdungs­ rissbildung und das Ermüdungskurzriss­Wachstum unter diesen Bedingungen soll experimentell ge­ nauer charakterisiert werden. Im Rahmen dieses Teilprojektes werden wichtige Fragestellungen be­ arbeitet, die bisher nicht ausreichend betrachtet wurden. Dazu gehören der Einfluss der Mittelspan­ nung (resultierend aus dem Betriebsdruck) und der Einfluss der Lastfolge.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 6: Mikroskopische Untersuchung zum Risswachstum an einer mechanisch bean­ spruchten Laborprobe. Das Bild zeigt einen Riss, der von links oben kommend (Alloy 182) in den Grenzbereich zu einem RDB­Stahl (RPV steel) hineingewachsen ist. Quelle: Labor für Nukleare Materialien LNM des PSI.

sem komplexen Übergangsbereich. Sie sollen ins­

aus der Legierung Inconel 182 beansprucht und

besondere mithelfen, Schwellenwerte für die Be­

die Rissinitiierung und das Risswachstum in Ab­

anspruchung an der Rissspitze (Spannungsintensi­

hängigkeit des Wasserstoffgehalts bestimmt. Die

tätsfaktor K) und für den Chlorid­ sowie Sulfat­Ge­

Ergebnisse wurden zur Entwicklung eines werk­

halt zu identifizieren, unterhalb derer man ein

stoffkundlichen Modells zum Einfluss des Wasser­

SpRK­Risswachstum in den angrenzenden RDB­

stoffs in Nickelbasislegierungen genutzt.

Stahl ausschliessen kann.

Zusammenfassend kann für das Forschungsprojekt

Für die Schweiz ist dabei das Materialverhalten un­

SAFE festgestellt werden, dass die vereinbarten

ter den typischen Bedingungen der Wasserstoff­

Ziele für das Jahr 2014 vollständig erreicht wurden.

Fahrweise für SWR­ wie auch unter DWR­Bedin­ die Wasserstoff­Fahrweise nicht alle Bereiche des

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Reaktorkühlkreislaufes im SWR erfasst.

Die Kernenergiegesetzgebung der Schweiz sieht

Die Versuche bekräftigten, dass bei wirksamer

keine generelle Beschränkung der Betriebsdauer

Wasserstoff­Fahrweise für SWR eine signifikant

von Kernanlagen vor. Somit basiert die Entschei­

höhere Toleranz gegenüber einem erhöhten Chlo­

dung für einen sicheren Betrieb der Kernanlagen

ridgehalt (bis ca. 100 ppm) vorliegt als unter Nor­

primär auf technischen Erkenntnissen über den

malwasserchemie­Bedingungen. In den abschlies­

Zustand der Anlagen und deren Komponenten. In

senden Untersuchungen wurde bestätigt, dass bei

diesem Umfeld ist die Alterungsüberwachung und

hohen Beanspruchungen von über 60 MPa·m½ an

die Zustandsbeurteilung der sicherheitsrelevanten

der Rissspitze auch unter chloridfreien DWR­Bedin­

(und nicht oder schwer austauschbaren) Kompo­

gungen ein geringes Risswachstum in die Wärme­

nenten sehr wichtig. Durch die gute Vernetzung

einflusszone der Schweissnaht möglich ist. Erst ab

des Projektes ist sichergestellt, dass die Ergebnisse

sehr hohen Beanspruchungen von über 80–100

des SAFE­Projekts auch bei der Überarbeitung von

MPa·m an der Rissspitze kann auch ein schnelles

internationalen Standards berücksichtigt werden.

Risswachstum nicht ausgeschlossen werden.

Die im Projekt SAFE definierten Arbeitspakete be­

gungen von Interesse. Zu beachten ist aber, dass

26

½

treffen wichtige offene Punkte auf dem Gebiet der Teilprojekt IV: SpRK­Rissbildung

Werkstoffalterung. Dazu zählt vor allem die im

in austenitischen und ferritischen Stählen

Teilprojekt I behandelte Thematik zum möglichen

Bei diesem Teilprojekt handelt es sich um langfris­

Umgebungseinfluss auf die Bruchzähigkeit.

tig orientierte Untersuchungen zu SpRK­Rissbil­

Die im Rahmen des Projekts SAFE gewonnenen

dung im Rahmen einer Doktorarbeit, die im Laufe

Erkenntnisse tragen dazu bei, dass das ENSI seine

des Berichtsjahres mit ersten experimentellen Ar­

Aufsichtstätigkeit nach aktuellem Kenntnisstand

beiten fortgeführt wurde.

durchführen kann. Weiterhin wurde die Expertise

Schwerpunkt des Teilprojekts ist eine detaillierte

vonPSI­ExpertenzuausgewähltenFragestellungen,

Charakterisierung zum Einfluss des Wasserstoffge­

insbesondere zum Thema Spannungsrisskorrosion

halts auf die SpRK­Rissbildung in Nickelbasislegie­

an Nickelbasislegierungen, für ENSI­Beurteilungen

rungen. Für DWR­Bedingungen ist eine deutliche

im Rahmen der Aufsichtstätigkeit berücksichtigt.

Abhängigkeit der SpRK­Risswachstumsrate vom Wasserstoffgehalt bekannt. Für SWR­Bedingungen

Ausblick

ist dagegen bisher der Einfluss des Wasserstoff­

Die wesentlichen Aktivitäten aus dem Projekt SAFE­

gehalts wenig experimentell untersucht. Thermo­

I werden im Anschlussprojekt SAFE­II weitergeführt,

dynamische Überlegungen zum Wasserstoffgehalt

das Anfang 2015 mit einer Laufzeit von drei Jahren

zeigten auf, dass das mögliche Maximum für die

gestartet wurde. Das Projekt SAFE­II wird auf die

SpRK­Anfälligkeit auch im Betriebsbereich der

Schwerpunktthemen «Einfluss des Umgebungsme­

Wasserstoff­Fahrweise liegen kann. Dabei ist rele­

diums auf die Bruchzähigkeit und den Risswider­

vant, dass bei SWR­Anlagen der Wasserstoffgehalt

stand» sowie «SpRK­Rissbildung in austenitischen

im Reaktorkühlkreislauf variiert. Ziel der Untersu­

Stählen» fokussieren. Entsprechend dem Projekt­

chungen ist es, Angaben zum optimalen Wasser­

plan sollen zwei Doktorarbeiten zu diesen wich­

stoffgehalt für einen möglichst umfassenden

tigen Themen erstellt werden.

Schutz vor Schäden durch SpRK zu ermitteln. Im Berichtsjahr wurde dazu eine erste Versuchs­ serie durchgeführt. Dabei wurden mehrere Proben

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.1.5 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques

Auswertung gegenüber dem Vorgängerprojekt PINC noch keine signifikante Verbesserung der Ge­ nauigkeit der Prüfergebnisse insbesondere bei der Bestimmung der Risstiefe ableiten.

Auftragnehmer: Internationales Forschungs­

Damit ist die Beurteilung der im Rahmen des Projekts

projekt unter der Leitung der amerikanischen

PARENT eingesetzten, neuartigen zerstörungsfreien

Aufsichtsbehörde U.S.NRC

Messmethoden von besonderem Interesse. Dazu

ENSI­Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

wurde im Berichtsjahr eine sehr umfangreiche Doku­ mentation zu den eingesetzten ZfP­Techniken vor­

Einleitung

bereitet. Diese umfasst die Beschreibung von mehr

Das internationale Projekt PARENT wurde im Jahr

als 20 verschiedenen spezifischen Prüftechniken

2010 gestartet, der Projektabschluss ist für das

(insbesondere basierend auf Ultraschall­ und Wirbel­

Jahr 2015 vorgesehen. PARENT beschäftigt sich

stromprinzipien) an 19 Testkörpern durch 23 Inspek­

mit den Anforderungen an moderne zerstörungs­

tionsteams in 6 verschiedenen Ländern.

freie Prüfmethoden (ZfP) zur Erkennung von be­

Die Veröffentlichung des PNNL­Berichts (Open NDE

triebsbedingten Rissen. Insbesondere Spannungs­

Techniques Report PNNL­23387) ist für Anfang des

und Schwingrisskorrosion an Mischnähten aus

Jahres 2015 vorgesehen. Weitere Abschlussberichte

Nickelbasislegierungen stellen hohe Anforderun­

zur Auswertung der Blind­ und Open­Tests sind

gen an die Prüftechnik. Die Erfahrung zeigt, dass

ebenfalls für das Jahr 2015 vorgesehen.

solche Risse zwar gefunden werden können, aber

Um die laufende Auswertung zu koordinieren und

eine konservative Bestimmung der maximalen Riss­

die Erstellung der Projektdokumentation abzustim­

tiefe schwierig ist.

men, wurde eine internationale Projektsitzung durch­

Daher beschäftigt sich das Projekt PARENT mit der

geführt.

Leistungsfähigkeit der verfügbaren modernen Prüf­ Von besonderem Interesse ist die Methodik zur Riss­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

tiefenbestimmung für geometrisch komplexe Prüfsi­

Das ENSI muss die aktualisierten Instandhaltungs­

tuationen. Dazu sind so genannte Ringversuche

strategien der Schweizer Kernkraftwerke für

technik an Mischnähten aus Nickelbasislegierungen.

(Round­Robin), also vergleichende Versuche mehre­

Mischnähte aus der Nickelbasislegierung Inco­

rer Labors, gestartet worden. An ausgewählten Prüf­

nel­182 bewerten. Dabei stehen die eingesetzte

körpern werden auch neuartige Techniken einge­

Prüftechnik wie auch die Inspektionsintervalle zur

setzt. Am Projekt beteiligen sich Aufsichtsbehörden,

Absicherung der Integrität im Vordergrund. Das

Betreiber und Forschungseinrichtungen aus den

ENSI berücksichtigt dabei Erkenntnisse aus der

USA, Korea, Japan, Schweden, Finnland und der

Qualifizierung der eingesetzten Prüfsysteme wie

Schweiz. Die Projektleitung wird von der amerika­

auch weitere Erkenntnisse zum Beispiel aus dem

nischen Aufsichtsbehörde U.S.NRC übernommen.

Projekt PARENT.

Das ENSI hat mit dem Paul Scherrer Institut (PSI), der

Es besteht daher weiterhin ein besonderes Inte­

Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweizerischen Ver­

resse an einer robusten Prüftechnik für Nickelbasis­

ein für technische Inspektionen (SVTI) und der eidge­

legierungen. Auch aus dem Langzeitbetrieb kön­

nössischen Materialprüfanstalt (EMPA) eine Schwei­

nen sich neue Anforderungen an die Leistungsfä­

zer Beteiligung am PARENT­Projekt abgestimmt.

higkeit der eingesetzten zerstörungsfreien Prüf­

Ein wesentlicher Beitrag der Schweizer Beteiligung

technik ergeben. Das Projekt PARENT soll einen

für das PARENT­Projekt besteht in der Bereitstellung

Beitrag zu diesen aktuellen Fragenstellungen lei­

von neuartigen, am PSI gefertigten Referenzprobe­

sten und zu einer Weiterentwicklung und Optimie­

körpern mit realitätsnahen Spannungskorrosionsris­

rung der Prüftechnik beitragen.

sen für die Round­Robin­Versuche.

Ausblick Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Für das Jahr 2015 steht die Erstellung der Ab­

Entsprechend dem Projektplan für PARENT wurden

auf den bisherigen Erkenntnissen haben die bei PA­

schlussdokumentation des Projekts an. Basierend

2014 die Auswertung der Versuchsdaten und eine

RENT beteiligten Länder schon Interesse an einer

statistische Aufbereitung der Messergebnisse wei­

Fortsetzung des Projekts bekundet. Dabei wurden

tergeführt. Bisher lässt sich auf Basis der vorläufigen

bereits wichtige Themen identifiziert, die für die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

27

28

beteiligten Aufsichtsbehörden von besonderem In­

werden aber auch im Wasser gelöste Stickstoffver­

teresse sind. Diskutiert wird eine genauere Analyse

bindungen, N­16 ist ein Aktivierungsprodukt des

der Morphologie von Rissen aus aktuellen Scha­

Sauerstoffs O­16, zu flüchtigen Produkten redu­

densfällen und solchen Risse, die in Testkörpern er­

ziert, was zu einer erhöhten Freisetzung von radio­

zeugt wurden. Weiterhin wird eine systematische

aktivem Stickstoff N­16 führt. Als Folge davon

Überprüfung der Leistungsfähigkeit der verfüg­

würde die Dosisleistung in der Umgebung der Kern­

baren ZfP­Techniken an Stahlguss erwogen. Hier

anlage ansteigen, was allerdings zu vermeiden ist.

interessiert besonders die Situation, wenn eine

Mit dem sogenannten On­line NobleChemTM

Stahlgusskomponente direkt an eine Nickelbasis­

(OLNC) Verfahren, welches in beiden SWR­Anlagen

legierung angeschweisst ist. Als weiteres Thema

der Schweiz (Kernkraftwerk Leibstadt KKL und

werden die speziellen Anforderungen an die ZfP­

Kernkraftwerk Mühleberg KKM) gefahren wird,

Techniken genannt, die vor der Durchführung von

muss zum Erreichen des geforderten niedrigen Kor­

vorbeugenden mechanischen Ertüchtigungen an

rosionspotentials deutlich weniger Wasserstoff ein­

rissanfälligen Nickelbasislegierungen eingesetzt

gespeist werden als bei der klassischen HWC­Fahr­

werden (im Rahmen dieser Ertüchtigungen werden

weise. Dabei wird während des Volllastbetriebs

z.B. gezielte Druckeigenspannungen an der Ober­

dem Reaktorwasser ein wasserlöslicher Platinkom­

fläche eingebracht).

plex über einen bestimmten Zeitraum zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin (Pt) gleichmässig auf

1.1.6 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

den Oberflächen der Kerneinbauten und Rohrlei­ tungen nieder. Diese Edelmetall­Partikel wirken als Katalysator, so dass bereits geringe Mengen an

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Wasserstoff für den ausreichenden Schutz gegen­

ENSI­Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner

über SpRK sorgen. Unter diesen Randbedingungen

Bericht der Forscher in Anhang A

kommt es radiologisch zu merklich weniger N­ 16­Freisetzung als bei der klassischen HWC­Fahr­

Einleitung

weise und somit auch zu keinem merklichen An­

Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser­

stieg der Dosisleistung in der Umgebung der Kern­

reaktoren werden massgeblich durch die Struktur­

anlage. Das Verfahren wurde von General Electric

integrität des Reaktordruckbehälters (RDB) und

(heute GE­Hitachi) entwickelt. Weltweit haben

der Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt­

viele Anlagen auf OLNC umgestellt. So verwenden

weite Betriebserfahrung von Siedewasserreaktoren

aktuell in den USA 31 von 34 SWR­Anlagen die

(SWR) zeigt, dass sich während des Reaktorbe­

OLNC­Fahrweise.

triebes bei ungünstigen Randbedingungen unter momechanischen Betriebsbeanspruchungen sowie

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

von Eigenspannungen Korrosionsrisse in druckfüh­

Im Rahmen des NORA­Projekts wurde die Wirkung

renden Primärkreislauf­Komponenten bilden und

verschiedener Einflussfaktoren wie zum Beispiel die

ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich die Bruch­

Einspeiserate und die Strömungsgeschwindigkeit

zähigkeit des Materials unter dem Einfluss der Neu­

des Wassers auf die Platinverteilung und das Ab­

tronen­Bestrahlung, des Reaktorkühlmittels und der

scheideverhalten auf den mit Wasser benetzten

langen Betriebsdauer bei erhöhten Temperaturen

Stahloberflächen untersucht. Das Nachfolgeprojekt

mit zunehmendem Anlagenalter verringern.

NORA II hat zum Ziel, die Einspeisebedingungen für

Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein­

die SWR­Anlagen der Schweiz weiter zu optimieren

bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskor­

und das Abscheideverhalten von Platin auf verschie­

rosion (SpRK) durch entsprechende Modifikation

denen Strukturwerkstoffen und den Einfluss der

der Wasserchemie des Reaktorkühlmittels zu mini­

Strömungsgeschwindigkeit zu untersuchen. Der für

mieren. Mithilfe der klassischen Wasserstoffche­

das NORA­Projekt entwickelte und konstruierte

mie­Fahrweise HWC (hydrogen water chemistry) ist

Hochtemperatur­Wasserkreislauf kommt im Projekt

dies möglich. Um das hierfür geforderte niedrige

NORA II weiterhin zum Einsatz.

Korrosionspotential an denjenigen Oberflächen zu

Im Projekt NORA II lag der Fokus im ersten Projekt­

erreichen, die mit Reaktorwasser in Kontakt kom­

jahr unter anderem auf der systematischen Untersu­

men, ist allerdings die Zugabe grosser Mengen

chung des Einflusses der Probenoberflächen­Be­

Wasserstoff erforderlich. Bei der HWC­Fahrweise

schaffenheit und der Materialzusammensetzung

dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der ther­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 7: Bei einer drehenden Scheibe, die im NORA Heisswasserkreislauf installiert ist, wird das Heisswasser im Zentrum angesaugt und fliesst dann nach aussen. Das Strömungsregime wechselt von laminar im inneren Bereich, über einen Über­ gangsbereich, zu einer turbulenten Strömung im Randbereich der Scheibe. Die Eigenschaften des Oxidfilms auf der Edelstahl­ oberfläche hängen von diesen Strömungsbedingungen ab, was sich durch die Veränderung der (nachbearbeiteten) Farben auf der Scheibenoberfläche nach dem Experiment zeigt. Die simulierten Strömungslinien sind zur Verdeutlichung darüber darge­ stellt. Die Strömungsbedingungen beeinflussen das Ablagerungsverhalten der Platin­Nanoteilchen, das mit dieser Scheibe im Rahmen von NORA II näher untersucht wird. Quelle: PSI.

auf das Platinabscheideverhalten. Hierfür wurden

Oberflächenrauigkeit keinen grossen Einfluss auf das

folgende Werkstoffe ausgewählt: Rostfreier Stahl

Platinabscheideverhalten hat.

vom Typ 304L, ein austenitischer Stahl, aus dem

Bereits im ersten Projektjahr wurden Couponproben

viele Kernkraftwerks­Komponenten hergestellt

hergestellt mit SpRK­Rissen sowie Spalten unter­

sind; Alloy 182, eine Nickelbasislegierung, die als

schiedlicher Breite und Tiefe, welche längs und quer

Schweisszusatz in Mischnahtverbindungen verwen­

zur Strömungsrichtung ausgelagert wurden. Ziel

det wird; SA 533 B Cl. 1, ein niedrig­legierter ferri­

dieser Untersuchung war es festzustellen, ob Platin­

tischer Stahl (LAS), aus dem weltweit viele Reaktor­

Partikel auch in Spalten und Rissen zu finden sein

druckbehälter bestehen. Die Oxidschichtdicke und

würden und ob eine Abhängigkeit zur Strömungs­

Morphologie an der Oberfläche der drei Werkstoffe

geschwindigkeit und Spaltgrösse existiert.

ist sehr unterschiedlich. Bisher wurde ein Experi­

Auch mit aufwendigen analytischen Nachuntersu­

ment zur Platinauslagerung durchgeführt und aus­

chungen der SpRK­Risse, deren Rissöffnung zwi­

gewertet. Die Verteilung der Platinpartikelgrössen

schen 5 und 55 μm lag, konnten keine Platinpartikel

sowie die absolut abgeschiedene Menge an Platin

nachgewiesen werden. Nur in den ersten wenigen

auf den Oberflächen der drei Materialen sind unter­

μm an den Risswänden, nahe des Rissmundes konn­

schiedlich. Die höchste Platinmenge wird auf der

ten vereinzelt Platinpartikel gefunden werden.

Nickelbasislegierung Alloy 182 gefunden, die ge­

Die Nachuntersuchungen an den Proben mit de­

ringste auf dem niedrig­legierten Stahl LAS. Es ist

finierten Spaltbreiten haben gezeigt, dass die Orien­

eine weitere Versuchsreihe geplant, um diese Ergeb­

tierung der Spalte (senkrecht oder parallel zur Strö­

nisse zu überprüfen.

mungsrichtung) einen Einfluss auf das Abscheide­

Eine weitere Fragestellung von NORA II ist es, den

verhalten von Platin hat. Bei der kleinsten unter­

möglichen Einfluss unterschiedlicher Rauigkeitstufen

suchten Spaltbreite von 0,2 mm wird in der parallel

auf das Abscheideverhalten von Platin zu unter­

zur Strömung ausgerichteten Probe Platin detek­

suchen. Hierfür wurden die Materialproben herge­

tiert, nicht aber bei der zur Strömung senkrecht aus­

stellt, die Oberflächen mit zwei definierten Rauig­

gelagerten Probe. Bei den grösseren Spaltbreiten

keitsstufen aufweisen, Ra ≈ 0,4 μm und Ra ≈ 2,2 μm.

(0,8 und 1,5 mm) wird unabhängig von der Aus­

Im ersten Projektjahr wurden bereits mehrere Versu­

richtung zur Strömung in den Spalten Platin detek­

che mit solchen Proben gefahren. Die zwei davon bis­

tiert, wobei jedoch nur bei der grössten Spaltbreite

her ausgewerteten Versuche zeigen bezüglich der

(1,5 mm) Platinpartikel bis zum Boden des Spalts

Platinpartikelgrösse und ­verteilung keine signifikan­

diffundieren können.

ten Unterschiede. Die Nachuntersuchung der ande­ ren Proben steht noch aus. Es scheint aber, dass die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

29

Um das Abscheideverhalten von Platin bei möglichst

und das KKL die OLNC­Fahrweise anwenden, ist es

vielen unterschiedlichen Strömungsgeschwindigkei­

umso wichtiger, möglichst alle beobachteten Ef­

ten zu untersuchen, wurde am PSI eine Konstruk­

fekte, die bei dieser Fahrweise bereits aufgetreten

tion mit einer rotierenden Scheibe in den Autokla­

sind, zu verstehen. Das Projekt NORA II liefert wie

ven des Hochtemperatur­Kreislaufs eingebaut

bereits NORA dazu einen massgeblichen Beitrag.

(Abbildung 7). Diese ermöglicht es, das Abscheide­

30

verhalten von laminaren bis zu sehr turbulenten

Ausblick

Strömungen an einer Probe zu testen. Die ersten

Für das nächste Jahr ist im Projektplan für NORA II

Vorversuche stimmen optimistisch.

vorgesehen, mit dem systematisch entwickelten

Die bisherige im KKL für die Auslagerung von Pro­

Testprogramm im Hochtemperatur­Kreislauf weiter­

ben verwendete Einrichtung, das sogenannte MMS

zufahren. Detaillierte Nachuntersuchungen an Pla­

(mitigation monitoring system), konnte aus diversen

tin beladenen Proben sind mit den bisher verwen­

Gründen nicht mehr verwendet werden. Daher

deten Analysenmethoden vorgesehen. Ein wichtiges

konnten im vorletzten Zyklus nicht wie geplant Pro­

Thema in 2015 wird die Durchführung der Experi­

ben ausgelagert wurden. Mittlerweile wurde das

mente mit der rotierenden Scheibe darstellen sowie

alte durch ein neues MMS ersetzt. Aktuell sind fünf

die Analysen und die Interpretation von Befunden.

Sätze an Couponproben in diesem System ausgela­

Geplant sind auch erste Auslagerungsversuche mit

gert. Mit ersten Ergebnissen ist nicht vor Ende 2015

simulierten Brennelement­Hüllrohren aus Zircaloy in

zu rechnen.

platinhaltigem Hochtemperaturwasser.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

1.1.7 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Die Wirksamkeit der On­line NobleChemTM­Tech­ nologie in Kraftwerken ist noch nicht vollumfäng­

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

lich nachgewiesen und verstanden. Laboruntersu­

ENSI­Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

chungen haben gezeigt, dass bei einem stöchio­

Bericht der Forscher in Anhang A

metrischen Wasserstoffüberschuss und einer aus­ reichenden Oberflächenbedeckung mit extrem

Einleitung

fein verteilten Pt­Partikeln die Anfälligkeit gegen­

Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der

über Spannungsrisskorrosion deutlich reduziert

Schweizer Kernkraftwerke ist nachzuweisen, dass

werden kann. Im Projekt NORA konnten bereits ei­

für Laufzeiten über 40 Jahre hinaus die Integrität

nige wichtige Fragen geklärt werden. Das Projekt

des Reaktordruckbehälters (RDB) für Normalbe­

NORA II widmet sich jetzt mit konkreten Fragen­

trieb, Betriebsstörungen und postulierte Ausle­

stellungen, welche sich aus NORA ergeben haben.

gungsstörfälle gewährleistet bleibt. Das Projekt

Es befasst sich intensiv mit

PISA­II behandelt spezifische Fragestellungen zur

dem Ablagerungsverhalten von Pt auf drei ver­

Methodik von Integritätsbewertungen eines RDB.

schiedenen Kraftwerkswerkstoffen sowie dem

Übergeordnetes Ziel des Projekts sind probabilis­

Einfluss von Oberflächenrauigkeiten;

tische Gesamtintegritäts­Betrachtungen unter Be­

dem Abscheideverhalten von Platin in Rissen und

rücksichtigung aller relevanten Belastungen. Dafür

Spalten und dessen Abhängigkeit von der Fliess­

werden Aspekte sowohl der Bruchmechanik als

geschwindigkeit des Mediums unter simulierten

auch der Thermohydraulik behandelt. Für das Pro­

SWR­Bedingungen in einem eigens dafür konzi­

jekt wurde ein geeignetes Referenzszenario ausge­

pierten PSI­Kreislauf und in einem realen SWR.

wählt, um möglichst realitätsnahe Beispielrech­

Das Projekt NORA II profitiert von der im Vorgänger­

nungen durchführen zu können. In das Projekt sind

projekt NORA entwickelten Infrastruktur, unter an­

PSI­Mitarbeiter aus den Bereichen der nuklearen

derem ein Hochtemperatur­Wasserkreislauf, und

Materialen und der Thermohydraulik eingebunden.

dem aufgebauten Know­How der PSI­Mitarbeiten­

Das Projekt PISA­II wurde entsprechend in vier Teil­

den. Deshalb konnten bereits im 1. Berichtsjahr ei­

projekte gegliedert:

nige interessante Ergebnisse präsentiert werden.

Teilprojekt I: Verfeinerte probabilistische Analyse

Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wichtig,

des Thermoschocks (Pressurized Thermal Shock

da das ENSI dadurch von einem unabhängigen

PTS)

Forschungslabor Ergebnisse zur Wirksamkeit der OLNC­Technologie erhält. Da mittlerweile das KKM

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Teilprojekt II: Transienten­Studie mit Hilfe des

terhin wurde berechnet, welche Temperaturvertei­

Rechenprogramms RELAP und numerischer

lungen sich am RDB ergeben, wenn ein Wasser­

Strömungssimulation

Dampfgemisch angenommen wird.

(Computational

Fluid

Dynamics CFD)

Der Einfluss der postulierten Leckgrösse bei einem

Teilprojekt III: Umfassende 3D­Analysen

Kühlmittelverlustfall wurde untersucht. Dabei wur­

Teilprojekt IV: Bruchmechanik­Methoden

den folgende Leckgrössen ausgewählt: kleines Leck mit 3 cm2 (SLOCA), mittleres Leck mit 70 cm2

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

(MLOCA) sowie ein grosses Leck mit 450 cm2

Bei einer PTS­Transiente, welche bei einem Kühl­ mittelverlust­Störfall auftreten kann (Loss Of Coo­ lant Accident LOCA), erfolgt eine Einspeisung von kaltem Wasser in den heissen RDB. Der RDB wird dabei nicht gleichmässig abgekühlt, sondern es bil­ 31

den sich ausgehend von den Einspeisestutzen ent­ lang der Innenwand des RDB sogenannte Kühl­ strähnen aus. Die schnellen Temperaturänderungen ziehen starke mechanische Spannungen nach sich. Der RDB wird dabei nicht gleichmässig beansprucht, sondern es gibt im zeitlichen Verlauf des postu­ lierten Störfalls lokale Zonen mit ausgeprägten Be­ lastungsspitzen, vor allem im Bereich der Kühlsträh­ nen. Die im Verlauf des Projekts PISA­II bereits aufge­ baute Modellierung dieser Transienten umfasst eine systemtechnische Abbildung des gewählten Referenz­RDB, um Massenströme sowie Tempera­ tur­ und Druckverteilungen berechnen zu können. Auf dieser Basis kann mit anspruchsvollen dreidi­ mensionalen thermohydraulischen CFD­Berech­ nungen der dreidimensionale zeitliche Temperatur­ verlauf am RDB während einer PTS­Transiente

Abbildung 8: Berechnete Strömungslinien und Temperaturen des durch die rechte Leitung eingespeisten Kühlmittels bei einem Störfall mit Thermoschock. Die Skala ist in Kelvin [K] angegeben und reicht von 283 K (ca. 10 °C) bis 558 K (ca. 285 °C). Quelle: PSI.

berechnet werden. Die sich daraus ergebenen Be­ anspruchungen am RDB lassen sich in einem wei­ teren Berechnungsmodul durch ein dreidimensio­ nales Finite­Elemente­Modell bestimmen, in dem spezifische Risskonfigurationen für die gewählten PTS­Störfallannahmen postuliert werden. Die Arbeiten an den vier Teilprojekten wurden ent­ sprechend dem Projektplan fortgeführt. Mit den im Berichtsjahr zur Verfügung stehenden, mitei­ nander gekoppelten Berechnungsmodulen wur­ den systematische Parameterstudien zu ausge­ wählten PTS­Störfallannahmen durchgeführt. Die CFD­Simulationen zeigen ein ausgeprägt dyna­ misches, dreidimensionales Verhalten der Kühl­ strähnen mit grossen Temperaturdifferenzen von über 100 °C, siehe (Abbildung 8). Insbesondere wurden die Temperaturverteilungen für verschie­ dene Einspeiseszenarien analysiert. Dazu wurde eine zweiseitige symmetrische Einspeisung wie auch eine einseitige asymmetrische Einspeisung über nur ein Noteinspeisesystem modelliert. Wei­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 9: Das Prinzip der Beurteilung der Sprödbruch­Sicherheit bei einem Störfall mit Thermoschock am Beispiel des LOCA mit mittelgrossem Leck (MLOCA). Auf der waagerechten Achse ist die Temperatur an einer Rissspitze dargestellt, auf der senkrech­ ten Achse die Spannungsintensität KI an der Rissspitze und zugleich die Bruchzähigkeit KIc des RDB­Materials. Die in blau und grün dargestellten Kurven sind Verläufe der Span­ nungsintensitäten an einer Rissspitze (stress intensity at crack tip) im Zuge des Stör­ falls. Sie müssen in ausreichendem Sicherheitsabstand (safety margin) von der rot dar­ gestellten Bruchzähigkeit (fracture toughness) des RDB­Materials bleiben. Quelle: PSI.

(LLOCA). Die Sicherheitsmarge des RDB bei diesen

Weiterhin wurden auch die Untersuchungen zur

Bruchszenarien lässt sich anschaulich aus dem Ab­

bruchmechanischen Modellierung des Materialver­

stand zwischen der Beanspruchung (berechnet als

haltens im Duktil­Sprödbruch­Übergangsbereich

Spannungsintensität KI) für einen postulierten Riss

fortgesetzt. Eine untersuchte Methode ist dabei der

sowie der Bruchzähigkeit des Werkstoffes (ausge­

sogenannte «Local Approach to Fracture (LAF)»­

drückt als KIc) darstellen (Abbildung 9). Je grösser

Ansatz, mit dem sich die Bruchvorgänge schädi­

der Abstand zwischen den beiden Kurven ist, umso

gungsmechanisch beschreiben lassen.

grösser ist auch die vorhandene Sicherheitsmarge. RDB­Werkstoffs infolge der Neutronenbestrahlung

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

im Laufe des Betriebs abnimmt. Daher muss eine

Der RDB stellt eine wichtige Grosskomponente hin­

abdeckende Bruchzähigkeit, die durch Versuche an

sichtlich Sicherheit und Lebensdauer von Leicht­

Zu beachten ist dabei, dass die Bruchzähigkeit des

32

im RDB eingehängten Voreilproben wie auch durch

wasserreaktoren dar. Insbesondere beim Nachweis

geeignete Modellrechnungen bestimmt wird, bei

der Sprödbruch­Sicherheit des RDB besteht ein

der Beurteilung der Sicherheitsmargen berücksich­

starkes Interesse des ENSI, die Sicherheitsreserven

tigt werden.

der deterministischen Integritätsnachweise durch

Mit den Berechnungen wurde gezeigt, dass für den

verfeinerte Analysen mit probabilistischen Metho­

gewählten Referenz­RDB die mittlerere Leckgrösse

den besser quantifizieren zu können.

(MLOCA) als führend für die deterministische Beur­

Insbesondere die Kopplung von thermohydrau­

teilung anzusehen ist, weil in diesem Fall die

lischen und bruchmechanischen Berechnungen

grössten Beanspruchungen des RDB zu erwarten

unter den Bedingungen von Kühlmittelverluststör­

sind. Auch bei der probabilistischen Berechnung

fällen erlaubt bessere Aussagen zu den Sicherheits­

führt ein MLOCA zur höchsten bedingten (konditi­

margen für die Strukturintegrität des RDB.

onalen) Rissinitiierungs­Wahrscheinlichkeit. Bei Be­

Weiterhin wird mit diesem Projekt auch der Kom­

trachtung der Ausfallwahrscheinlichkeiten zeigten

petenzerhalt zu den Sprödbruch­Sicherheitsnach­

die probabilistischen Berechnungen dagegen den

weisen des RDB in der Schweiz (PSI) sichergestellt.

SLOCA als massgeblich an. Mit weiteren probabilistischen Betrachtungen

Ausblick

wurde untersucht, welche Auswirkungen eine Vari­

Bis zum Abschluss des Projektes Mitte 2015 sollen

ation der Beanspruchungsparameter auf die Aus­

die Parameterstudien abgeschlossen sowie die we­

fallwahrscheinlichkeit des RDB hat. Dazu wurden

sentlichen Erkenntnisse aus den Teilprojekten do­

im Rahmen einer Sensitivitätsanalyse die massge­

kumentiert und bewertet werden. Das ENSI wird

blichen Einflussgrössen (Temperatur, Druck sowie

die sicherheitstechnische Relevanz der Projekter­

Wärmeübergangs­Koeffizienten) jeweils um 10%

gebnisse beurteilen. Bei der Bewertung der Ergeb­

erhöht bzw. abgesenkt und die dazugehörigen

nisse wird das ENSI von einem externen Gutachter

Ausfallwahrscheinlichkeiten berechnet. Es wurde

unterstützt. Auf Basis dieser Analyse sollen mög­

gezeigt, dass sich die Ausfallwahrscheinlichkeiten

liche weitere Aufgabenstellungen identifiziert wer­

um eine Grössenordnung erhöhen können. Werden

den, die im Rahmen zukünftiger Forschungsar­

bei der probabilistischen Betrachtung auch die be­

beiten behandelt werden sollen.

rechneten RDB­Temperaturen infolge der Ausbil­ dung der Kühlsträhnen berücksichtigt, können die Versagenswahrscheinlichkeiten deutlich ansteigen. Die Berechnungen müssen für eine quantitative Aussage weiter untersucht werden. Im Berichtsjahr wurden die wesentlichen Projekt­ ziele erreicht. Mit der Kopplung der Berechnungs­ module für Thermohydraulik und Bruchmechanik kann eine in sich geschlossene Gesamtbetrachtung am RDB unter hohen Beanspruchungen, wie sie bei Kühlmittelverlust­Störfällen auftreten können, durchgeführt werden. Dies ermöglicht einen Ver­ gleich zu den bisher angewendeten vereinfachten Modellen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.2 Interne Ereignisse und Schäden

Am Projekt sind dreizehn Mitgliedsländer beteiligt: Kanada, Taiwan, Tschechien, Finnland, Frankreich,

Die Projekte in diesem Bereich werden von der Or­

Deutschland, Japan, Südkorea, Slowakei, Spanien,

ganisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und

Schweden, Schweiz und USA.

Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern den in­

Das Projekt betrachtet die mechanischen Ausrüs­

ternationalen Erfahrungsaustausch über Störfälle in

tungen der druckführenden Umschliessung bei si­

Kernkraftwerken sowie über Schäden an Kompo­

cherheitstechnisch klassierten Systemen in Kern­

nenten, die Störfälle auslösen können. Dazu wer­

kraftwerken. Unklassierte Komponenten werden

den themenspezifische Datenbanken aufgebaut, in

einbezogen, wenn diese zu Überflutungen oder an­

die systematisch Schadensfälle und Ereignisse aus

deren sicherheitstechnisch relevanten Vorkomm­

den teilnehmenden OECD­Staaten eingegeben

nissen beigetragen haben. Die Ziele des CODAP­

werden. Die Daten werden anschliessend ausge­

Projektes sind

wertet mit dem Ziel, auf der Basis einer grösseren

Informationen zu Schadensfällen an passiven

Anzahl von Fällen Hinweise auf Ursachen und Häu­

metallischen Komponenten von Kernkraftwer­

figkeiten von Schäden bzw. Störfällen zu erhalten.

ken in einer Datenbank zu sammeln;

Ein Zusammenschluss auf internationaler Basis ist

Die Informationen auszuwerten, um ein besse­

dazu notwendig, weil die relevanten Ereignisse und

res Verständnis der Ursachen und Auswirkungen

Schäden in Kernkraftwerken selten sind.

der Schädigungen sowie der Wirksamkeit vor­ beugender Massnahmen zu erreichen;

1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme

Allgemeine Hintergrund­Informationen zu Kom­ ponenten und Schädigungsmechanismen zu sammeln; Zusammenfassende Berichte zu den Schädi­

Auftragnehmer: OECD­NEA

gungsmechanismen zu erstellen.

ENSI­Projektbegleiterin: Michaela Weber

Im Rahmen des CODAP­Projekts werden die Daten­

Einleitung

hensweisen zum Beispiel in Bezug auf Prüfungen

Das CODAP­Projekt der OECD­NEA ist ein Daten­

herausgearbeitet. Das Projekt geht damit über eine

bankprojekt zu alterungsbedingten Schäden an

reine Datensammlung hinaus und kann so eine ge­

mechanischen Ausrüstungen von Kernkraftwer­

meinsame Basis für das Verständnis von Alterungs­

ken. Es besteht aus einer Datensammlung zu Scha­

und Schädigungsmechanismen von mechanischen

densereignissen (Event Base) und einer zugehö­

Ausrüstungen in Kernkraftwerken schaffen.

bank ausgewertet und empfehlenswerte Vorge­

rigen Wissensdatenbank (Knowledge Base), die Auswertungen der gesammelten Schadenserfah­ rungen sowie länderspezifische Vorgehensweisen bezüglich mechanischer Komponenten enthält.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

34

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

chanischen Ausrüstungen zur Verfügung. Diese

Im Rahmen des CODAP­Projektes wurde im Juni

lung von

kann unmittelbar angewendet werden zur Beurtei­

der erste Erfahrungsbericht (Topical report) zu

Instandhaltungsprogrammen und ­massnahmen

strömungsinduzierter Korrosion (Flow Accelerated

Wiederholungsprüfprogrammen

Corrosion FAC) von der OECD­NEA publiziert. Es

Alterungsüberwachungsprogrammen

werden die Einflussfaktoren wie Temperatur, Strö­

Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prü­

mungsgeschwindigkeit oder Wasserchemie auf

fungen

die strömungsinduzierte Korrosion beschrieben,

Risikoinformierten Anwendungen in der Instand­

als auch eine Analyse der vorhandenen Daten vor­

haltung

genommen sowie die Auswirkungen der Schäden

Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden

aufgezeigt. Ein weiterer Schwerpunkt des Be­

trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu­

richtes ist die ausführliche Darlegung der Strategie

chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber

in den einzelnen Ländern, um Schäden durch strö­

zu bewerten. Ein wichtiger Nebenaspekt beim Pro­

mungsinduzierte Korrosion zu vermeiden. Hierzu

jekt CODAP ist der damit mögliche Wissens­ und

lieferten insbesondere die Schweizer Kernkraft­

Erfahrungstransfer an die nachfolgende Generation

werke ihren Beitrag, indem jedes Kraftwerk detail­

von Nuklearingenieuren, damit das Wissen aus frü­

liert beschrieb, wie die von dieser Korrosionsart

heren Schadensfällen nicht durch den Personal­

betroffenen Komponenten analysiert und syste­

wechsel verloren geht.

matisch überwacht werden. Die Arbeiten an dem zweiten Erfahrungsbericht

Ausblick

mit dem Thema Betriebserfahrungen über Rohrlei­

Die Vorbereitung zur nächsten CODAP­Projekt­

tungsschäden an elektrohydraulischen und Steu­

phase von 2015 bis 2017 hat begonnen. Die Da­

erluftleitungen (Operating experience insights on

tensammlung zu den Schadensfällen soll fortge­

pipe failures in electro­hydraulic control & instru­

führt und die Handhabung der Schadensdatenbank

ment air systems) wurden fortgesetzt. Er soll im

verbessert werden. Hierzu hat der Datenbankver­

Jahr 2015 veröffentlicht werden.

antwortliche zwei Optionen vorgestellt, über die

In einem Bericht zur Projektphase 2011 bis 2014

diskutiert und entschieden werden soll. Aufgrund

wurden neben der Projekthistorie die Organisation

der ausstehenden Entscheidung einiger Länder be­

und die Datenbanken «Event Base» und «Know­

züglich ihrer weiteren Teilnahme am Projekt ist es

ledge Base» beschrieben sowie die gesammelten

aber zurzeit unklar, wie viele Länder sich an der

Betriebserfahrungen zusammengefasst.

nächsten Phase beteiligen und wie das Projekt

Die Schadensdatenbank «Event Base» ist eine um­

dann weitergeführt wird.

fassende webbasierte Datenbank mit über 100 möglichen Eingabefeldern. Rückmeldungen der am Projekt beteiligten Teilnehmer zeigen einen

1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project

Verbesserungsbedarf in der Handhabung dieser komplexen Datenbankstruktur auf. Die bestehen­

Auftragnehmer: OECD­NEA

den Probleme, wie zum Beispiel bei Eingabe und

ENSI­Projektbegleiter: Franz Altkind

Auswertung, sowie Verbesserungswünsche wur­ den aufgenommen und analysiert. Erste Vor­

Einleitung

schläge zur Verbesserung seitens dem Datenbank­

Das OECD­Projekt CADAK beschäftigt sich mit

verantwortlichen wurden vorgestellt.

Alterungsphänomenen von elektrischen Kabeln. Es setzt seit Ende 2011 in erweitertem Sinne denjeni­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gen Teil des früheren Projekts OECD SCAP (Stress

Die aktuelle Version der CODAP­Datenbank umfasst

der sich bereits mit der Schädigung von Kabelisola­

mehr als 4600 Datensätze von Schäden an mecha­

tionen beschäftigt hatte. CADAK hat sich zum Ziel

nischen Ausrüstungen. Für das ENSI und die Schwei­

gesetzt, die technische Basis für die Lebensdauer

zer Kernkraftwerke steht mit der Datensammlung

von klassierten elektrischen Kabeln unter dem Ge­

und der Hintergrundinformation eine direkte und

sichtspunkt von Unsicherheiten bei den Qualifika­

aktuelle Quelle der internationalen Erfahrung mit

tionstests, welche vor der Erstinbetriebnahme

Schadensfällen an (überwiegend) klassierten me­

stattfanden, neu zu beurteilen. Damit sollen einer­

Corrosion Cracking and Cable Ageing Project) fort,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

seits die Korrektheit der Reserven ermittelt und an­

nungskabeln, Mess­ und Steuerkabeln als auch

dererseits Unsicherheiten abgedeckt werden. Die

Netzwerkkabeln enthalten. In der Datenbank zum

Ergebnisse werden in einer Datenbank zusammen­

Hintergrundwissen wurden diverse Berichte abge­

gefasst, die nicht nur Angaben zu einzelnen Fällen,

legt (Studie betreffend Alterungscharakteristik und

sollen auch Hintergrundwissen enthält (Data and

Diagnostik des Isoliermaterials, Lagerung von Refe­

Knowledge Base). An dem Projekt nehmen Bel­

renzkabelstücken, Kabelreparatur, Qualifikations­

gien, Kanada, Frankreich, Japan, die Slowakei, Spa­

anforderungen von Kabeln unter erschwerten

nien, die USA und die Schweiz teil.

Umgebungsbedingungen,Zustandsüberwachungs­ methoden, etc.). Es wurde beschlossen, eine ver­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

einfachte PC­Version der Datenbank zu entwickeln, um mehr mögliche Nutzer anzusprechen.

Im Jahre 2014 fanden zwei Sitzungen statt, an wel­ mentanen Stand des Alterungsüberwachungspro­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gramms bzw. Forschungsaktivitäten im Bereich der

Mit den Ergebnissen sollen exaktere Aussagen zur

Kabelalterung darstellten. Es laufen bereits Studien

Lebensdauer von eingesetzten Kabeln gewonnen

mit im Einsatz stehenden Kabeltypen, die präzisere

werden. Damit können bestehende Modelle zur

Aussagen zur Einsatzdauer der Kabel erarbeiten

Alterungsüberwachung überprüft und optimiert

sollen. Dafür werden teilweise Kabelmuster von

werden. Das Projekt hat eine grosse Bedeutung, da

bestehenden oder stillgelegten Kernkraftwerken

Kabel wichtige Verbindungselemente sind und

verwendet. Es handelt sich dabei um Material,

bei Ausfall derselben eventuell sicherheitsrelevante

welches über einen längeren Zeitraum einer erhöh­

Komponenten nicht zur Verfügung stehen. Die

chen die Vertreter der einzelnen Länder den mo­

ten Temperatur und Strahlung ausgesetzt war.

Datenbank kann, wenn diese eine ausreichende

Schwierig ist dabei die Ermittlung der Daten betref­

Menge an qualitätsgesicherten Daten enthält, ei­

fend Einsatzzeit inklusive den herrschenden Umge­

nen Beitrag für wichtige Fragen des Langzeitbe­

bungsbedingungen (Strahlung, Temperatur, etc.),

triebs liefern.

mit denen die Voralterung bestimmt werden kann.

In der Schweiz ist ein Alterungsüberwachungspro­

Erst auf Basis dieser kann die eigentliche For­

gramm für klassierte Kabel der höchsten sicher­

schungsarbeit zur maximalen Lebensdauer unter

heitstechnischen Einstufung (elektrisch 1E klas­

bestimmten Randbedingungen beginnen. In be­

siert) etabliert. Aus dem Projekt erwartet man sich

stimmten Anlagen wurden zu diesem Zweck bereits

eine Verbesserung des Modells für die Alterungs­

zusätzliche Temperatur­, Feuchtigkeits­ und Strah­

vorhersage, so dass noch präzisere Aussagen zur

lenmessungen installiert. Dies ermöglicht eine kon­

Alterung der Kabel möglich werden.

tinuierliche Überwachung der Situation und ge­ nauere Werte zur Bestimmung des Alterungsfort­

Ausblick

schrittes.

Der aktuelle Stand der Überwachung, Forschungser­

Im Rahmen des Projekts wird auch neues Kabelma­

gebnisse und Betriebserfahrungen sollen weiterhin

terial getestet. Das Material wird mit mecha­

ausgetauscht werden. Längerfristig könnten ausser

nischen und physikalisch­chemischen Verfahren,

Kabeln eventuell auch andere alterungsrelevante

z.B. OIT (Oxidative Induction Time), OITP (Oxidative

Komponenten in der Datenbank erfasst werden wie

Induction Temperature) und FTIR (Fourier Trans­

zum Beispiel Motoren, Durchführungen, Batterien,

form Infrared Spectroscopy) untersucht.

Messwertumformer und Thermoelemente.

Von Seiten der Schweiz wurden bei den Treffen so­ wohl Details der eingesetzten Kabeltypen als auch Messergebnisse zu Nieder­ und Hochspannungs­

1.2.3 OECD ICDE – International CommonCause-Failure Data Exchange

kabeln präsentiert. Bei den Niederspannungska­ beln wird die LIRA Methode (LIne Resonance Ana­

Auftragnehmer: OECD­NEA

lysis) und bei den Mittelspannungskabel die tan

ENSI­Projektbegleiter: Roland Beutler

δ–Messung (Verlustfaktormessung) angewendet. Aufgrund der positiven Messergebnisse wurde der

Einleitung

Zustand der Kabel mit «gut» bewertet werden.

Das International Common­Causex­Failure Data

Die Kabeldatenbank enthält momentan 949 Da­

Exchange (ICDE)­Projekt wird seit 1998 unter der

tensätze. Es sind sowohl Angaben zu Hochspan­

Federführung der OECD Nuclear Energy Agency

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

35

betrieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist die För­

nisse in der ICDE­Datenbank um ca. 90% er­

derung des internationalen Erfahrungsaustausches

höht. Deshalb wurde beschlossen, als nächstes

über so genannte Common­Cause­Failure­(CCF­)

diesen Komponentenbericht zu aktualisieren.

Ereignisse. Dies sind Ereignisse, bei denen gleichar­

ICDE­Datenbank: Für die Sammlung und Ver­

tige Fehler an mindestens zwei Komponenten auf­

waltung der ICDE­Ereignisse steht eine Daten­

grund einer gemeinsamen Ursache auftreten. Im

bank zur Verfügung. Diese enthält zwei Arten

Projekt werden Daten zu CCF­Ereignissen von ver­

von Datensätzen, die miteinander gekoppelt

schiedenen Komponententypen gesammelt, aus­

sind: Daten zur Beschreibung der Komponenten,

gewertet und die Erkenntnisse in Projektberichten

für die CCF­Daten gesammelt werden (observed

veröffentlicht. Neben der Schweiz beteiligen sich

population) und Daten zu den Ereignissen (ICDE

zurzeit elf weitere Länder, in denen der Grossteil

events). Die Datenbank wird regelmässig verbes­

der weltweiten Kernkraftwerke betrieben wird. Das

sert, um Anwendungen für den Komponenten­

Projekt wird durch Beiträge der beteiligten Länder finanziert. 36

bericht zu erleichtern. Die im Rahmen des ICDE­Projektes im Jahr 2014 gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen be­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

züglich CCF­Ereignissen lieferten keinen Anlass,

Im Jahr 2014 wurden insbesondere folgende Arbei­

werken zu ergreifen.

Massnahmen in den schweizerischen Kernkraft­

ten durchgeführt: tere Ereignisse in die ICDE­Datenbank aufge­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

nommen. Die Datenbank enthält 1743 poten­

CCF­Ereignisse haben ein hohes Schädigungs­

zielle oder effektive CCF­Ereignisse für 12 ver­

potenzial, denn sie können die Funktion mehrerer

schiedene Komponententypen (Stand Ende Sep­

redundanter Stränge eines Sicherheitssystems be­

tember 2014). Die Datensammlung zum neuen

einträchtigen. Im Rahmen des ICDE­Projektes wer­

Komponententyp digitale Leittechnik hat ange­

den CCF­Ereignisse über längere Zeiträume ge­

Datenerfassung: Im Berichtsjahr wurden wei­

fangen.

sammelt und ausgewertet, um die Ursachen besser

Kodierungsrichtlinien: In den so genannten

zu verstehen und um mögliche Massnahmen zur

Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun­

Verhinderung oder zur Eingrenzung der Auswir­

gen an die Datenerfassung von spezifischen

kungen zu ergreifen. Die ausgewerteten Ereignisse

Komponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit

können zudem für die Quantifizierung der Wahr­

werden diese Kodierungsrichtlinien überarbei­

scheinlichkeit von CCF, wie sie für die probabilis­

tet. Im Berichtjahr wurde beschlossen, Daten zu

tischen Sicherheitsanalysen (PSA) benötigt wird,

einer neuen Komponente, dem Wechselrichter

genutzt werden.

(«inverter») zu sammeln, also zu elektrischen Geräten, die Gleichspannung in Wechselspan­

Ausblick

nung umwandeln. Ein erster Entwurf der Kodie­

Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt:

rungsrichtlinie soll im Jahr 2015 erstellt werden.

Ein erster Entwurf der neuen Kodierungsrichtli­

Komponentenberichte: Zu jedem betrachte­

nie zu Wechselrichtern soll erstellt werden.

ten Komponententyp wird im Rahmen des ICDE­

Eine Arbeitsnotiz zu den Möglichkeiten und

Projektes ein so genannter Komponentenbericht

Grenzen der Verwendung von ICDE­Daten für

erstellt. Auf Basis der vom ICDE gesammelten

die Quantifizierung von CCF­Parametern soll

Daten werden darin zum Beispiel die häufigste

entworfen werden.

Art der Fehleridentifizierung oder die wesent­ lichen Fehlermechanismen von CCF dargelegt. Für den Berichtjahr ist Folgendes erwähnens­

1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange

wert: – Der Komponentenbericht zu Wärmetauschern wurde fertiggestellt und wird demnächst von

Auftragnehmer: OECD­NEA ENSI­Projektbegleiter: Dominik Hermann

der NEA veröffentlicht. – Seit der Veröffentlichung des Komponenten­

Einleitung

berichts zu Dieselgeneratoren im Jahre 2000

Das Ziel des Projektes «OECD Fire Incident Record

hat sich die Anzahl Dieselgeneratoren­Ereig­

Exchange» (OECD FIRE) ist die Erhebung und die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Analyse von Daten zu Brandereignissen in Kern­

stehung in elektrischen Anlagen sind, hat im

kraftwerken der OECD­Mitgliedsstaaten. Das Pro­

Frühling 2014 den Versuchsbetrieb in den USA

jekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Ausbrei­

aufgenommen. Man erhofft sich insbesondere Er­

tung und die Auswirkungen von Bränden besser zu

kenntnisse zu den Einflüssen verschiedener Arten

verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet, die

von Ausrüstungen auf die typischen Auswirkungen

Brandverhütung weiter zu optimieren und die phä­

eines Lichtbogens.

nomenologische und statistische Basis für Probabi­

Damit wurden die Projektziele für 2014 erreicht.

listische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kernkraft­

Das Budget wurde eingehalten.

werken zu verbessern. Die in OECD FIRE entwi­ Verfügung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada,

Das Committee on the Safety of Nuclear Installa­

Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südko­

tions (CSNI) führte eine Untersuchung zum Rei­

rea, Tschechien und die USA.

fegrad der probabilistischen Brandanalysen für

ckelte Datenbank steht denjenigen Staaten zur

Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer Um­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

frage in den Kernenergie produzierenden OECD­

Mit Beginn des Jahres 2014 wurde die 4. Phase des

Brandereignisdaten als einer der wichtigsten Punkte

Projekts begonnen, welche bis Ende 2015 dauern

zur Weiterentwicklung der Brandanalyse identifi­

wird. Die Arbeiten an den Berichten zu «Combina­

ziert. In der Folge beschloss das CSNI, das Projekt

Mitgliedsstaaten wurde das Sammeln zuverlässiger

tions of Fires with other Events», welcher das Ver­

OECD FIRE zu initiieren. Da Brandereignisse in Kern­

halten von Bränden im Zusammenspiel mit anderen

kraftwerken sehr selten sind, war ein Zusammen­

Typen von Ereignissen betrifft, und «Fire Protection

schluss auf internationaler Basis notwendig. In der

Regulations», welcher die Brandschutzvorgaben im

Schweiz unterhalten alle vier Kernkraftwerk­Betrei­

kerntechnischen Regelwerk der Teilnehmerländer

ber eine werkspezifische Brand­PSA. Diese Analy­

im Vergleich behandelt, wurden fortgesetzt. Zudem

sen sind, wie die gesamte PSA, regelmässig zu ak­

wurde eine Überarbeitung der Coding Guideline

tualisieren und dem Stand der Technik anzupassen.

(Eingabe­Richtlinie) verabschiedet, welche unter

Sowohl für diese Weiterentwicklung der Brand­PSA

anderem den Verlust von Strängen bei Sicherheits­

als auch für deren Überprüfung durch das ENSI ist

systemen präziser definiert.

eine auf realen Brandereignissen basierende Daten­

Die Arbeiten am Überblicksbericht zur Kombina­

basis wichtig.

tion von Brand­ mit anderen Ereignissen (Topical Report on Combinations of Fires with other Events)

Ausblick

schreiten voran, aber erwartungsgemäss ist der

Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen

Umfang des Themas gross, weshalb dies als eine

sollen weiterhin laufend erhoben und die Daten­

längerfristige Arbeit betrachtet werden muss. Es

bank soweit möglich durch weitere Brandereig­

konnten 47 Brandereignisse in der Datenbank mit

nisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Die

anderen Ereignissen wie Explosionen oder Überflu­

Möglichkeiten zur Aufnahme anderer Daten­

tungen verbunden werden. Brandszenarien sol­

banken, beispielsweise der US­amerikanischen Fire

cher Art können zu ungewöhnlichen Schadensbil­

Events Database (FEDB), welche vom amerika­

dern führen, die in einer Brand­PSA geeignet

nischen Electric Power Research Institute (EPRI) he­

berücksichtigt sein sollten. Für den Überblicksbe­

rausgegeben wird, sollen bewertet werden. Wei­

richt zu Brandschutz­Vorschriften (Topical Report

terhin wurde die Zusammenstellung der Anzahl

on Fire Protection Regulations) wurden die Bei­

von Räumen und Komponenten in den KKW der

träge der Schweiz und der USA als Beispiele ver­

teilnehmenden Länder begonnen, um die Ermitt­

fasst. Der Bericht wird nun mit Beiträgen zu den

lung von Raum­ und Komponenten­bezogenen

übrigen Ländern vervollständigt.

Brandhäufigkeiten zu erleichtern.

Das Versuchsprogramm zu Hochenergie­Licht­ bögen (High Energy Arcing Faults), welches mit Hilfe der OECD NEA ins Leben gerufen wurde, nachdem eine Auswertung der OECD FIRE Daten­ bank ergeben hatte, dass hochenergetische Licht­ bögen ein relevanter Mechanismus der Brandent­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

37

1.3 Externe Ereignisse

schäftigt sich mit dem Tragwerksverhalten von Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Einwir­

Neben Schäden, die durch Ereignisse innerhalb

kungen, wobei der Schwerpunkt auf der Durchfüh­

eines Kernkraftwerks entstehen können, berück­

rung von Impact­Versuchen mit Variation zahl­

sichtigen die Sicherheitsanalysen für Kernkraft­

reicher Versuchsparameter liegt. Es werden neben

werke auch Ereignisse, die eine Anlage von aussen

dem Tragverhalten der Stahlbetonstrukturen auch

treffen können. Ein Schwerpunkt der Forschung

die Einflüsse anderer Parameter wie im anpral­

liegt bei Erdbeben, da diese Gefährdung gemäss

lenden Projektil vorhandene Flüssigkeiten, Vorspan­

probabilistischen Sicherheitsanalysen den grössten

nung und Liner der Versuchsplatte sowie die Wei­

Risikobeitrag für die Schweizer Kernkraftwerke lie­

terleitung von Erschütterungen untersucht.

fert. Die beschriebenen Projekte beschäftigen sich

Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da­

sowohl mit geologischen Aspekten als auch mit

ten und Informationen zu physikalischen Phäno­

den Auswirkungen von Erschütterungen auf Kern­

menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe­

anlagen. Darüber hinaus sind für das ENSI die Ar­

tonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von IM­

beiten zu den Themen Überflutungen und Flug­

PACT III wurden 2014 neun Versuche bei VTT in

zeugabsturz wichtig.

Finnland durchgeführt, und zwar zwei Versuche zum Studium des Durchstanzverhaltens in Form von

1.3.1 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

Hartgeschoss­Penetration/Perforation (Punching tests, P­Series), sechs Versuche zur Erschütterungs­ weiterleitung und Dämpfung (Induced vibration

Projektorganisation: VTT Technical Research

and damping tests, V­Series) und ein Versuch zum

Centre (Finnland)

Studium des kombinierten Biege­/Durchstanztrag­

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner

verhaltens infolge Weichgeschoss­Anprall (Com­

Ingenieur­GmbH, Bochum, Deutschland,

bined bending and punching tests, X­Series).

Principia Ingenieros Consultores, Madrid, Spanien

VTT und STUK (Aufsichtsbehörde Finnland) star­

und Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und

teten das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rahmen

Berater, Zürich

der Folgeprojekte IMPACT I (2006 bis 2008) und IM­

ENSI­Projektbegleiter: Christian Schneeberger

PACT II (2009 bis 2011) schlossen sich auch auslän­

Bericht der Forscher in Anhang A

dische Partner an. Das ENSI nimmt seit 2011 aktiv am Projekt IMPACT III teil und wird von den Bauex­

Einleitung

perten Stangenberg und Partner Ingenieur­GmbH

Das Projekt IMPACT III («Impact of an aircraft

(SPI), Bochum, Deutschland, und Basler & Hofmann

against a structure») wird vom «VTT Technical Re­

AG (B&H), Zürich, unterstützt. Seit dem Jahr 2013

search Centre» (Finnland) organisiert und hat eine

nehmen auch die Experten Principia, Ingenieros

planmässige Laufzeit von 2012 bis 2014 (zum Lauf­

Consultores S.A., Madrid, Spanien, für Analysen

zeitende 2014 siehe Abschnitt «Ausblick»); es be­

mit der komplexen Software ABAQUS zu Durch­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

stanzversuchen und zur Ermittlung von Lastfunkti­

gung/Durchstanzen (Versuch X4) sowie auf die Ver­

onen aus dem Weichkörperanprall im ENSI­Team

suche zur Bestimmung der Erschütterungsweiter­

teil. Im IMPACT­Projekt arbeiten 10 Teams aus 7

leitung (Versuche V0 und V1). Zur Illustration

Ländern (Deutschland, Finnland, Frankreich, Ka­

werden nachfolgend zu den Versuchen X4, V0 und

nada, UK, USA, Schweiz) mit. Von den Ländern

V1 kurze Erläuterungen gegeben und beispielhafte

Finnland, Kanada, UK, USA und Schweiz sind die

graphische Darstellungen angeführt.

nuklearen Aufsichtsbehörden direkt vertreten. Aus

Der Versuch X4 fand am 26.11.2014, also kurz vor

Deutschland ist die Gesellschaft für Anlagen­ und

dem Workshop in Finnland, statt. Nachdem der

Reaktorsicherheit (GRS) beteiligt, die die deutschen

Versuch X3 mit Aufprallgeschwindigkeit 140 m/s

nuklearen Aufsichtsbehörden berät.

bereits Beanspruchungen der Stahlbetonplatte bis in den Grenzbereich der Tragfähigkeit ergeben

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

hatte (vgl. Erfahrungs­ und Forschungsbericht

Die Versuche zum Durchstanzverhalten erfolgten

nehmer am Projekt IMPACT III, die Grenze zum

mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»),

Durchstanzversagen noch weiter auszuloten; der

welche vor allem das Eindring­ und Durchstanzver­

Versuch X4 erfolgte daher bei sonst gleichen Rand­

halten von Triebwerken oder anderer kompakter

bedingungen wie X3 mit der Aufprallgeschwindig­

Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine Auftreff­

keit 165 m/s (Zielgeschwindigkeit, tatsächlich im

2013), war es der Wunsch der Mehrzahl der Teil­

fläche) repräsentieren. Die Versuche zum Studium

Versuch erreicht wurden 168 m/s). Die blinde Vo­

des kombinierten Biege­/Durchstanztragverhaltens

rausberechnung mit dem Programm ABAQUS er­

erfolgten mit relativ weichen Anprallkörpern («soft

gab als Grenzgeschwindigkeit zum Durchstanzen

missile impact») und simulieren das Verhalten

165 m/s bei einem voraussichtlichen Versagen bei

eines Flugzeugrumpfs oder ­flügels. Die Versuchs­

170 m/s. Abbildung 10 zeigt eine rückwärtige An­

körper der P­Series und X­Series bestanden in allen

sicht der getroffenen Stahlbetonplatte nach dem

Fällen aus quadratischen Betonplatten mit 2 m Sei­

Versuch X4 mit kombiniertem Verhalten infolge

tenlänge und 0,25 m Plattendicke; die Versuchs­

Biegung und Durchstanzen sowie Ergebnisse aus

körper der V­Series sind Sonderkonstruktionen

einer FEM (Finite­Element­Methode)­Berechnung

aus Stahlbeton, siehe Abbildung 11 und Abbil­

mit dem Programm ABAQUS. Die Restgeschwindig­

dung 12. Die Anprallkörper hatten Massen von

keit des Projektils von 25 m/s nach Durchschlagen

rund 50 kg und Anprallgeschwindigkeiten von

der Stahlbetonwand stimmte fast überein mit der

etwa 110 m/s bis 168 m/s.

ABAQUS­Prognose 22 m/s.

Im Berichtsjahr nahmen das ENSI und SPI an zwei

Der Erschütterungs­Weiterleitungs­Test V0 ist von

Workshops und zwei Treffen der so genannten

VTT allein konzipiert worden und diente als Vor­

Technical Advisory Group teil (12.–14. Juni und

versuch zur Bestimmung des zu erwartenden Er­

10.–12. Dezember in Finnland). Dabei wurden von

schütterungsniveaus an der Rückwand und zum

ENSI und SPI hauptsächlich blinde Vorausberech­

Austesten der Messtechnik. Die Struktur des

nungen, das heisst solche ohne Kenntnis der Ver­

Versuchskörpers besteht aus einer Vorderwand

suchsergebnisse, sowie Nachberechnungen durch­

(Anprallwand), einer verbindenden Bodenplatte

geführt und präsentiert. Sie bezogen sich auf den

und einer frei auskragenden Rückwand. Die Vor­

IMPACT­Versuch mit kombiniertem Verhalten Bie­

derwand ist in dem Rahmen abgestützt, der auch

39

Abbildung 10: IMPACT III Test X4, Testplatte nach dem Versuch (links) und Ergebnisse aus ABAQUS­Berechnung (Mitte und rechts).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 11: IMPACT III Test V0, Versuchsaufbau sche­ matisch (links) und horizontale Verschie­ bungen an Unterkante Rückwand als Vergleich von Messung und SOFiSTiK­Berechnung zu Versuch V0B (rechts).

Abbildung 12:

40

IMPACT III Test V1, Versuchsaufbau X3 (links) und Beschleuni­ gungsantwortspektren in der Mitte der Rück­ wand aus SOFiSTiK­ Berechnung im Vergleich zu den Versuchen (rechts).

für die Versuche der anderen Testserien verwendet

der­ und Rückwand. Die Bewehrung des Testkör­

wurde. Abbildung 11 zeigt eine schematische

pers ist so bemessen, dass nichtlineares Werkstoff­

Skizze des Versuchsaufbaus zum Test V0 sowie ge­

verhalten auf den unmittelbar dem Anprall ausge­

messene und berechnete Verschiebungen an der

setzten Bereich der Vorderwand beschränkt bleibt

Unterkante der Rückwand. Die Berechnungen zu

und die übrigen Bauteile reversibles Verhalten auf­

diesem Versuch stimmten gut überein mit den

weisen. Zusätzlich zu den bereits durchgeführten

Messwerten des im Juni 2014 durchgeführten Ver­

blinden Vorausberechnungen sind im Jahr 2015

suchs. Der Versuchskörper V0 wurde dreimal hin­

Nachrechnungen unter Verwendung der Versuchs­

tereinander mit der gleichen Geschwindigkeit be­

daten geplant. Weitere Beschussversuche an ver­

schossen (Versuche V0A, V0B und V0C).

gleichbaren Testkörpern werden folgen, mit verein­

Der Erschütterungs­Weiterleitungs­Test V1 ist der

fachten und somit besser vorhersehbaren Lagerbe­

eigentliche erste planmässige Test der V­Series. Wie

dingungen.

bei Test V0 wurden im Oktober 2014 kurz hinterei­ führt. In Abbildung 12 sind die Testanordnung so­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

wie horizontale Beschleunigungs­Antwortspektren

Momentan liegen dem ENSI die ersten Betreiber­

als Mass für die induzierten Erschütterungen an der

berichte der mit Verfügung vom Mai 2013 gefor­

Rückwand dargestellt. Die Struktur besteht aus ei­

derten Flugzeugabsturzanalysen vor, worin auch

ner Vorderwand (Anprallwand), einer verbin­

Fragen zur Tragfähigkeit von Betonstrukturen, zu

denden Bodenplatte und einer Rückwand; seitlich

Anprallasten oder zu induzierten Erschütterungen

sind Dreieckswände zur Stabilisierung angeordnet.

von sicherheitsrelevanten Systemen rechnerisch

Die Struktur ist horizontal an beiden Enden der Bo­

behandelt werden. Mit dem Projekt IMPACT III

denplatte zur Verhinderung eines Gleitens und ver­

wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der welt­

tikal an der Oberseite der Vorderwand zur Verhin­

weit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik

derung eines Abhebens abgestützt. Die vertikale

bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmetho­

Lagerung erfolgt auf Elastomerstreifen unter Vor­

den in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz

nander die drei Tests V1A, V1B und V1C durchge­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

zur Verfügung steht. Die Validierung der Berech­

auf die Wand eines Bauwerks. Insbesondere soll un­

nungsmodelle fördert eine realistischere Abschät­

tersucht werden, wie sich die induzierten Erschütte­

zung von Versagensgrenzen und von vorhandenen

rungen auf die Decken und Wände ausserhalb des

Tragreserven. Entsprechend sind das ENSI und

Aufprallbereichs ausbreiten. Hinsichtlich des Verhal­

seine Experten in der Lage, die Flugzeugabsturz­

tens des Aufprallbereichs sollen die Erkenntnisse der

Analysen der Kraftwerksbetreiber fachlich qualifi­

vorangegangenen Projektphasen genutzt werden.

ziert zu beurteilen.

Das Projekt besteht ebenfalls aus Versuchen und

Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu

vergleichenden rechnerischen Simulationen (soge­

dieser Thematik mit den Experten und nuklearen

nannter Benchmark). Sein Ziel besteht darin, die

Aufsichtsbehörden anderer Länder. Damit wird ein

Auswirkungen der aufprallbedingten lokalen Schä­

Beitrag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

digung auf die induzierten Erschütterungen zu be­ werten, die Strukturdämpfungen in den Bauwerks­

Ausblick

bereichen mit linearelastischem Verhalten wie auch

Der ursprünglich für den Sommer 2013 geplante

in den geschädigten Zonen zu messen und ausge­

und dann auf 2014 verschobene nächste Versuchs­

hend von der gewonnenen Datenbasis Schlussfol­

aufbau in einer neuen Halle, der Versuche mit Be­

gerungen hinsichtlich der wichtigsten Einflusspara­

tonplatten von 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100

meter zu treffen. Wie in den vorangegangenen

kg Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlau­

Phasen besteht ein weiteres Projektziel auch darin,

ben soll (vgl. Erfahrungs­ und Forschungsbericht

die Berechnungsmethoden – hier im Hinblick auf

2013), wurde seitens VTT entgegen dem Wunsch

die Erschütterungs­Weiterleitung und die Bauwerk­

des ENSI weiter in die Zukunft verschoben und soll

Antwortspektren – weiterzuentwickeln und zu va­

nun erst im Folgeprojekt IMPACT IV realisiert wer­

lidieren.

den. Das Projekt IMPACT III konnte nicht wie ge­

Das ENSI hat mit Unterstützung der Experten Stan­

plant bis Ende 2014 abgeschlossen werden; ein

genberg und Partner Ingenieur­GmbH, Bochum,

Termin für den Abschluss ist derzeit nicht absehbar.

Deutschland und Basler & Hofmann AG, Zürich, be­

Das Team ENSI/SPI/B&H/PRINCIPIA wird die Arbeiten

reits aktiv an den Benchmark­Projekten IRIS_2010

zu den Versuchen mit kombiniertem Verhalten Bie­

und IRIS_2012 teilgenommen. Bei IRIS Phase 3 ist

gung/Durchstanzen sowie den Versuchen zur Er­

das ENSI im Organisationskomitee vertreten.

schütterungsweiterleitung und Dämpfung fortfüh­ Auslegung gegen Flugzeugabsturz auf der SMiRT­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Konferenz im August 2015 in Manchester vorstellen.

Die Projektziele des Berichtsjahrs bestanden darin,

ren. Es wird ihre Bedeutung für die Praxis der

seitens des Organisationskomitees den Versuchs­

1.3.2 OECD IRIS Phase 3 – Erschütterungsweiterleitung von Stahlbetonstrukturen bei Anpralllasten

aufbau zu entwerfen sowie die Testbedingungen zu vereinbaren. Diese Themen wurden am 14.02.2014 im ersten Treffen des wissenschaftlichen Komitees im Beisein des ENSI und seinem wissenschaftlichen

Projektorganisation: OECD­NEA

Berater Prof. Stangenberg erörtert.

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner

Im zweiten Treffen des wissenschaftlichen Komi­

Ingenieur­GmbH, Bochum, Deutschland

tees am 05.09.2014 wurde den Teilnehmern der

ENSI­Projektbegleiter: Christian Schneeberger

von der Electricité de France (EDF) ausgearbeitete Versuchsentwurf vorgestellt. Der zu den Seiten hin

Einleitung

offene kastenförmige Versuchskörper besteht aus

Die Phase 3 des Projekts IRIS («Improving Robust­

Vorder­ und Rückwand sowie Boden­ und Decken­

ness Assessment of Structures Impacted by a Large

platte. Das Projektil soll auf die Vorderwand auf­

Missile at Medium Velocity») wird von der OECD

treffen. Die Rückwand ist wie eine Attika nach

organisiert und ist als Folgeprojekt der Vorgänger­

oben hin verlängert. An der Rückwand sollen zum

phasen IRIS_2010 und IRIS_2012 konzipiert (vgl.

Innenraum hin gerichtete, mit unterschiedlichen

Erfahrungs­ und Forschungsberichte ENSI 2011

Befestigungssystemen verankerte Halterungen für

und 2012). Die planmässige zeitliche Abwicklung

Komponenten, z.B. Rohrleitungselemente, ange­

soll in den Jahren 2014 und 2015 erfolgen. Die

bracht werden. Die Lagerung des Versuchskörpers

Phase 3 des Projekts IRIS beschäftigt sich mit den

erfolgt entweder auf vier Füssen aus Rohrprofilen

indirekten Folgen einer stossartigen Einwirkung

oder auf vier Feder­Dämpfer­Boxen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

41

42

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

sen, sowie das Verfolgen neuer Erkenntnisse in der

Momentan liegen dem ENSI die ersten Betreiber­

Die Forscher stehen ausserdem bei der Erarbeitung

berichte der mit Verfügung vom Mai 2013 gefor­

erdbebenrelevanter Teile von ENSI­Richtlinien und

derten Flugzeugabsturzanalysen vor, worin auch

Dokumenten internationaler Organisationen (z.B.

Fragen zu induzierten Erschütterungen von sicher­

International Atomic Energy Agency IAEA, Nuclear

heitsrelevanten Systemen infolge Flugzeugabsturz

Energy Agency NEA der OECD) dem ENSI als Exper­

rechnerisch behandelt werden. Mit Phase 3 des

ten zur Verfügung.

Projekts IRIS der OECD wird der Stand von Wissen­

Im Juni 2014 ging eine vierjährige Projektperiode zu

schaft und Technik im Hinblick auf die Zuverlässig­

Ende. Auf Juli 2014 verlängerte das ENSI die Zusam­

keit der Berechnungsmethoden für induzierte

menarbeit mit dem SED im Bereich der Erdbebenfor­

Erschütterungen von Anlagenkomponenten erwei­

schung um weitere vier Jahre bis Juni 2018. Die

tert. Durch die Teilnahme am Projekt sind das ENSI

Forschungstätigkeit berücksichtigte Fragestellungen

und seine Experten in der Lage, die diesbezüglichen

rund um die Erdbebengefährdung der bestehenden

Kenntnisse zu pflegen und zu vertiefen sowie eine

Kernkraftwerke und im Zusammenhang mit der zu­

entsprechend fachlich qualifizierte Beurteilung der

künftigen Erstellung von Oberflächen­ und Unter­

Flugzeugabsturz­Analysen vorzunehmen. Überdies

grundanlagen für geologische Tiefenlager.

nationalen und internationalen Erdbebenforschung.

erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser The­ dem Gebiet der Analyse von extremen Anprall­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

lasten auf Stahlbetonstrukturen. Damit wird ein

Der Schwerpunkt der Forschung liegt bei der Ver­

Beitrag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

besserung der regionalen und lokalen Erdbeben­

matik mit den weltweit führenden Experten auf

gefährdungs­Analyse. Die wichtigsten Ergebnisse

Ausblick

im Jahr 2014 waren folgende:

Das ENSI wird im Jahr 2015 als Team mit den Exper­

Die Modellierung der Bodenbewegung an einem

ten Stangenberg und Partner Ingenieur­GmbH,

Standort aufgrund eines Erdbebens erfolgt in zwei

Bochum, an den Benchmark­Analysen im Rahmen

Schritten. Im ersten Schritt wird die Abminderung

des Projekts IRIS Phase 3 teilnehmen und die Tätig­

der seismischen Energie mit der Distanz zum Erd­

keit des wissenschaftlichen Komitees weiter aktiv

bebenherd mittels sogenannter Ground Motion

unterstützen.

Prediction Equations (GMPE) beschrieben. Im zwei­ ten Schritt wird anhand von empirischen Modellen

1.3.3 Starkbeben-Forschung des Schweizerischen Erdbebendienstes

die Verstärkung der Bodenbewegungen durch lo­ kale Standorteigenschaften des Untergrundes be­ stimmt. Beide Elemente sind wichtig für die aktu­

Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst,

ellen probabilistischen Verfahren zur Abschätzung

ETH Zürich

der Erdbebengefährdung (Probabilistic Seismic Ha­

ENSI­Projektbegleiter: Thomas van Stiphout

zard Assessement – PSHA). Daher verfolgt der SED

Bericht der Forscher in Anhang A

für das ENSI die neuesten Entwicklungen in diesem Gebiet, wobei Modelle analysiert, validiert und teil­

Einleitung

weise weiterentwickelt werden. Der SED hat das

Der Schweizerische Erdbebendienst (SED) ist die

Swiss Stochastic Ground­Motion Prediction Model

Fachstelle des Bundes für Erdbeben und ist für die

erweitert, ein Abminderungsmodell, das nur auf

Erdbebenüberwachung und die Erstellung der seis­

dem in der Schweiz vorhandenen Datensatz ba­

mischen Gefährdungskarten und weiterer Pro­

siert und damit die hiesigen geologischen Bedin­

dukte zur Erdbebengefährdung (wie Datenbanken

gungen und Beobachtungen am besten repräsen­

oder Messnetze) der Schweiz zuständig. Zudem ist

tiert. Mangels vorliegender Daten von grossen

der SED aktiv in Forschung und Lehre tätig. Die For­

Erdbeben sind die Unsicherheiten für GMPE’s für

scher des SED beschäftigen sich im Rahmen des

die Schweiz gross. Die Verwendung von Daten aus

Projekts mit aufsichtsgerichteten erdbebenspezi­

Ländern mit hoher Seismizität erlaubte es dem SED,

fischen Forschungsthemen und der dazu gehö­

die Belastbarkeit des Schweiz­Spezifischen Modells

renden Datenaufarbeitung. Übergeordnetes Ziel

bei grossen Beben besser abzuschätzen. Die For­

der Forschungstätigkeit ist der Erhalt und die Erwei­

scher haben die bisherigen Entwicklungen und den

terung von fach­ und standortspezifischem Wis­

aktuellen Wissensstand zu GMPEs und deren An­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

wendung in der Schweiz in einem Bericht zusam­

verständnisse, zum Beispiel zum plastischen Ver­

mengefasst, welcher über die ETH­Bibliothek öf­

halten des Bodens oder zum Verhalten von Locker­

fentlich zugänglich ist (siehe http://e­collection.

gesteinen nahe der Oberfläche, mittels Simulati­

library.ethz.ch/view/eth:14476). Mit der aktiven

onsprogrammen verbessert. Abbildung 13 zeigt,

Forschung auf diesem Gebiet trägt der SED konti­

wie gut die Übereinstimmung zwischen den beo­

nuierlich zum Verständnis bezüglich der Unsicher­

bachteten und den modellierten Bodenerschütte­

heiten und der Sensitivitäten der Modelle bei, wobei

rungen bei den Simulationen bereits ist. Die entwi­

die Ergebnisse Anwendung in der Praxis finden.

ckelten Programme wurden zum Teil in internatio­

Ein weiteres Ziel ist, das Wissen über physikalische

nalen Vergleichstests erfolgreich angewendet. Er­

Grenzen der Bodenbewegungen von Sedimenten

kenntnisse aus diesen Modellierungen finden

und Felsuntergrund zu verbessern und somit lang­

bereits heute Anwendung in der Standortcharak­

fristig die Unsicherheiten in den Gefährdungs­

terisierung von Starkbeben­Messstationen (Abbil­

Analysen für grosse Wiederkehrperioden besser zu

dung 14) und verbessern das Prozessverständnis.

verstehen. Zu diesem Zweck forscht der SED an der

Damit soll zukünftig die deterministische Bestim­

Modellierung von komplexen und nichtlinearen

mung von Bodenbewegungen durch bisher in der

Wellenausbreitungsphänomenen. Unter diesem

Schweiz nicht beobachtete starke Erdbeben mit

Aspekt fokussiert er zurzeit auf nichtlineare, ober­

langen Wiederkehrperioden verfeinert werden.

flächennahe Bodeneigenschaften und nichtlineare

Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd­

Effekte am Erdbebenherd. Dabei werden Prozess­

bebengefährdungs­Analyse abschätzen zu können,

43

Abbildung 13: Die Abbildung zeigt die beobachteten und die modellierten Bodenbewegungen (in diesem Fall die Beschleunigung) an einem Oberflächen­ standort in Japan, ausgelöst durch ein Erdbeben mit der Magnitude 7.8. Quelle: D. Roten, SED.

Abbildung 14: Eine moderne Starkbeben­Messstation. Das Bild zeigt die geöffnete Abdeckung der Freifeld­Installation. Quelle: SED, siehe auch unter http://www.seismo.ethz.ch/monitor/.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

untersuchen die Forscher die Voraussetzungen für

bebengefährdung zu entwickeln und zu verbessern

den Übergang von stochastischen Modellen zur so­

und andererseits frühzeitig Handlungsbedarf im

genannten Physik­basierten Erdbebengefährdungs­

Rahmen der Erdbebengefährdung zu erkennen.

Analyse; diese basiert auf den detaillierten geolo­

44

gischen Verhältnissen und physikalischen Prozessen.

Ausblick

In den aktuellen in der Schweiz angewendeten

Im Sommer 2014 wurde die Forschungszusam­

Analysen werden die seismischen Quellregionen

menarbeit mit dem SED um weitere vier Jahre ver­

durch diffuse Seismizität repräsentiert, welche fast

längert. Dabei wurden die Forschungsinhalte an

ausschliesslich auf statistischer Auswertung von in­

die bestehenden Bedürfnisse angepasst. Demnach

strumentellen und historischen Daten basiert. Die

wird sich der SED in den nächsten vier Jahren auf

Ergebnisse weisen darauf hin, dass unter Verwen­

folgende drei Themen fokussieren:

dung von synthetischen Erdbebenkatalogen die

1. Umfassende Beschreibung der Abminderung der

Annahme von diffusen gegenüber realitätsnäheren

seismischen Energie mit zunehmender Distanz

seismischen Quellregionen zu einer Erhöhung der

zum Erdbebenherd und Erdbebenskalierung;

Erdbebengefährdung von rund 3% bis 20% führt,

2. Verständnis der Phänomene der seismischen

und die Unsicherheiten durch die Anwendung der

Wellenausbreitung in heterogenen, nicht­line­

realitätsnäheren Quellregionen signifikant reduziert

aren Medien sowohl an der Erdoberfläche wie

werden kann. Verschiedene Erkenntnisse aus die­

auch in Tiefen unter der Erdoberfläche, welche

sem Teilprojekt wie beispielsweise ein verbessertes

für geologische Tiefenlager relevant sind (300–

Wellengeschwindigkeitsmodell für den Untergrund

900 m);

oder die Variation der Erdbebengrössen­Verteilung

3. Geologische Tiefenlagerung: Synthese von bis­

in der Tiefe fliessen in die neue nationale Erdbeben­

herigen Erkenntnissen und deren Umsetzung

gefährdungskarte des SEDs ein.

zur Präzisierung von Anforderungen.

Unter dem Teilprojekt Geologische Tiefenlager erar­

Somit wird der Schwerpunkt in der neuen Projekt­

beitet die Forschergruppe zusammen mit dem ENSI

phase stärker auf Aspekte der Entsorgung gelegt als

die Anforderungen an geologische Tiefenlager be­

zuvor. Die Teilprojekte zur historischen Seismologie

züglich seismischer Sicherheit. Dazu werden die Ge­

und zu alternativen Ansätze für die Charakterisie­

fährdungsbilder für geologische Tiefenlager auch

rung von seismogenen Quellregionen aus der ersten

unter Einbezug der Ergebnisse aus den anderen

Vierjahresperiode fanden dagegen mit einer Reihe

Teilprojekten definiert, um anschliessend die Anfor­

von Publikationen und Berichten einen Abschluss.

derungen für die Bestimmung der seismischen Ge­

Mit der Weiterführung der Forschungsaktivitäten

fährdungsgrundlage zu präzisieren.

in diesem Bereich legt das ENSI eine langfristige Grundlage zur Verbesserung der Gefährdungs­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Analysen für Kernkraftwerke und geologische Tie­ fenlager hinsichtlich der Naturgefahr Erdbeben.

Die Erfahrungen der vergangenen Jahre haben be­ kräftigt, dass die Erdbebengefährdung im Zusam­ menhang mit der nuklearen Sicherheit ein wich­ tiges Thema darstellt. Mit den vom SED durch

1.3.4 SMART 2013 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken

geführten Arbeiten wird angestrebt, das Fachwis­ sen aus dem PEGAGOS Refinement Project (PRP) zu

Projektorganisation: Commissariat à lEnergie

erhalten und weiter zu entwickeln. Ergebnisse aus

Atomique CEA (Frankreich), gemeinsam mit

den Forschungsarbeiten zur Abminderung von seis­

Electricité de France EDF und International Atomic

mischen Wellen im Untergrund und zu Standor­

Energy Agency IAEA

teinflüssen sind zum Teil bereits im PRP berücksich­

Auftragnehmer: Basler & Hofmann AG,

tigt worden. Ergebnisse der Forschergruppe fliessen

Ingenieure, Planer und Berater, Zürich und

jeweils in die aktuellen Produkte wie Gefährdungs­

Stangenberg und Partner Ingenieur­GmbH,

karten, Datenbanken oder Messnetze (Starkbeben­

Bochum, Deutschland

netzwerk des SED oder Schwachbebennetz der

ENSI­Projektbegleiter: Tadeusz Szczesiak

Nagra in der Nordschweiz) ein. Die Forschungs­

Bericht der Forscher in Anhang A

zusammenarbeit mit dem SED erlaubt einerseits, wichtige Grundlagen für die Einschätzung der Erd­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 15: CEA Modellgebäude (links), Darstellung der Haupteigenform des SAP2000­ (rechts oben) bzw. SOFiSTiK­Berechnungs­ modells (rechts unten). Quelle: CEA, B&H, SPI

45

Einleitung

bewältigten Herausforderungen, sowie mit der Zu­

Das internationale Projekt SMART 2013 zielt darauf

sammenfassung der Erkenntnisse aus allen vier Pha­

hin, das nichtlineare Verhalten eines Kernkraftwerk­

sen des Projekts.

typischen Stahlbetongebäudes unter hoher Erdbe­

In der Phase 3 sollten die in der Phase 1 und 2 gete­

beneinwirkung zu untersuchen und die Methoden

steten und verfeinerten Berechnungsmodelle ver­

bzw. Annahmen zu evaluieren, die für die Simula­

wendet werden, um das nichtlineare Strukturver­

tion dieses Verhaltens verwendet werden. Zu die­

halten bei starker Erdbebenanregung vorauszusa­

sem Zweck hat die CEA (Commissariat à lEnergie

gen. Anschliessend sollten die Ergebnisse aus diesen

Atomique), mit der Unterstützung der EDF (Electri­

Analysen mit den entsprechenden gemessenen Ver­

cité de France) und der IAEA (International Atomic

suchsdaten der CEA verglichen werden, um festzu­

Energy Agency), in den Jahren 2011 bis 2013 eine

stellen, ob die Berechnungsmodelle das nichtlineare

Reihe von Rütteltisch­Versuchen an einem Gebäu­

Material­ und Bauteilverhalten des Modelgebäudes

demodell im Massstab 1:4 durchgeführt. Die Daten

erfolgreich simulieren können. In der abschlies­

zum Experiment wie der Aufbau, die Geometrie, die

senden Phase 4 sollten Verletzbarkeitskurven be­

Materialien usw. wurden dann den 36 internationa­

stimmt werden, um die Zuverlässigkeit der Metho­

len Teams, die am SMART 2013 Projekt teilnehmen,

dik und die Anwendbarkeit von verschiedenen

zur Verfügung gestellt, damit sie mit dem Rechen­

Schadensindikatoren zu untersuchen.

programm ihrer Wahl ein entsprechendes Modell tionen durchgeführt und sowohl untereinander als

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

auch mit den Versuchsergebnissen verglichen (so­

Nach dem erfolgreichen Abschluss der ersten zwei

genanntes Benchmark­Projekt).

Phasen des Projektes bis Ende Januar 2014 hat das

Die für die Teilnehmer vorgesehenen Aufgaben sind

ENSI­Team im Verlauf des Jahres 2014 die Haupt­

in vier Projektphasen unterteilt; die ersten zwei Pha­

aufgabe des Projekts – «blinde» Vorausberech­

sen wurden grösstenteils im Jahr 2013 bearbeitet

nungen der Phase 3 – durchgeführt und anschlies­

und im entsprechenden Erfahrungs­ und For­

send die Verletzbarkeitskurven (Fragility­Kurven) in

schungsbericht des ENSI dokumentiert. Die letzten

der Phase 4 bestimmt.

zwei Phasen wurden im Jahr 2014 durchgeführt.

Für die nichtlinearen Berechnungen unter hoher

Der vorliegende Bericht befasst sich daher nur mit

Erdbebeneinwirkung (Phase 3) wurden die in der

den in den Phasen 3 und 4 geleisteten Arbeiten und

Phase 2 geprüften und kalibrierten Berechnungs­

erstellen können. Anschliessend werden Simula­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 16: «Blind prediction» ­ Vergleich der gemessen (CEA) Beschleunigun­ gen in der x­Richtung (links) bzw. in der y­Richtung (rechts) mit den berechneten (SAP2000, SOFiSTiK) Beschleunigungen für einen Eckpunkt auf der obersten Decke bei der stärksten aufgebrach­ ten Erdbebenanregung (Run019, Eckpunkt B), Quelle: CEA, B&H, SPI.

46

modelle verwendet, das heisst das mit dem Pro­

lich, um den Berechnungsaufwand gering zu halten.

gramm SAP2000 entwickelte Modell von Basler &

Der Vergleich mit den Versuchsergebnissen hat je­

Hofmann (B&H) und das mit dem Programm SOFi­

doch gezeigt, dass die Deckensteifigkeit damit bei

STiK entwickelte Modell von Stangenberg und

starker Erdbebenanregung lokal immer noch über­

Partner (SPI), vgl. Abbildung 15. Entsprechend den

schätzt wurde und dass sich das SAP2000­Berech­

Vorgaben der CEA wurden mehrere nichtlineare

nungsmodell daher zu steif verhält. Die Abklärungen

Zeitverlaufsanalysen mit bestimmter Reihenfolge

haben ebenfalls ergeben, dass die Mitwirkung der

und unter Berücksichtigung der Vorgeschichte

Decken im Bereich der Wandöffnungen relevant sein

durchgeführt, ohne von den Versuchsergebnissen

kann. Diesen Umständen muss bei der Modellierung

Kenntnis zu haben. Die Berechnungssequenz be­

der Decken zukünftig besser Rechnung getragen

stand aus fünf obligatorischen und zwei optionalen

werden, insbesondere da, wo nichtlineares Verhal­

Berechnungen mit Erdbebenanregung unter­

ten der angeschlossenen Wände erwartet wird. Als

schiedlicher Intensität. Die numerischen Ergebnisse

Folge wird der Berechnungsaufwand (Berechnungs­

aus jeder Berechnung wurden der CEA in der Form

zeit) grösser.

von Verschiebungen und Beschleunigungen in be­

Bei den Berechnungen mit dem SOFiSTiK­Berech­

stimmten Knoten des Berechnungsmodells einge­

nungsmodell wurden sowohl die Decken als auch

reicht. Erst nach der Einreichung der Berechnungs­

die Wände nichtlinear modelliert. Aus diesem Grund

resultate bekamen die Teilnehmer Zugriff zu den

konnte das dynamische Verhalten des modellierten

Versuchsdaten der CEA und konnten die Richtig­

Gebäudes realistischer abgebildet werden. Im Wei­

keit und die Effizienz ihrer Berechnungsmodelle be­

teren hat sich das Programm SOFiSTiK im Vergleich

urteilen. Die Phase 3 wurde im Juni 2014 abge­

zu SAP2000 als um einiges effizienter hinsichtlich

schlossen.

der Rechendauer und dem Speicherbedarf bei der

Die Auswertung der Ergebnisse aus den nume­

Durchführung der nichtlinearen Zeitverlaufsanaly­

rischen Simulationen des ENSI Teams für die Testläufe

sen erwiesen. Da das Programm SAP2000 jedoch

mit starker Erdbebenanregung hat gezeigt, dass sie

von den Betreibern der Schweizer Kernkraftwerke

grundsätzlich in relativ guter Übereinstimmung mit

häufiger für Erdbebenberechnungen verwendet

den gemessenen Versuchsergebnissen sind, siehe

wird, ist die Identifikation seiner Stärken und Schwä­

Abbildung 16. Jedoch zeigten sich einige wichtige

chen von grosser Bedeutung für das ENSI.

Nachteile und Beschränkungen der Berechnungs­

Im Mittelpunkt der Phase 4 des Projekts stehen die

methoden und ­modelle. Beim SAP2000­Berech­

Verletzbarkeitskurven (Fragility­Kurven), welche die

nungsmodell erfolgte in der Phase 3 eine nichtlineare

Versagenswahrscheinlichkeiten des Gebäudemo­

Modellierung nur für die Wände, nicht jedoch für die

dells als Funktion der Stärke der Erdbebenanregung

Decken. Letztere wurden mit linearen Elementen mit

darstellen. Die Teilnehmer mussten in dieser Phase

einer konstanten Steifigkeit modelliert, wobei diese

ihre Berechnungsmodelle nach den Vorgaben der

zur Berücksichtigung der Rissbildung im Beton redu­

CEA zur Vereinfachung modifizieren: der Rüttel­

ziert angesetzt wurde. Diese Vorgehensweise ist üb­

tisch wurde nicht mehr berücksichtigt und die Bo­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

den­Bauwerks­Interaktion wurde mit Hilfe von ein­

dung ist für Kernkraftwerksbauten entscheidend,

fachen Feder­ und Dämpferelementen modelliert.

da sie in der Regel massiv ausgebildet sind.

Für die Verletzbarkeitsanalyse haben die Teilnehmer

Bei den vom ENSI­Team durchgeführten Verletzlich­

für 50 gegebene Sets von Erdbebenzeitverläufen

keitsanalysen hat sich die Stockwerk­Schiefstellung

die Verformungen des Gebäudemodells berechnet.

als ein zuverlässiger Schadenindikator gezeigt. Er

Dabei wurden die von der CEA festgelegten Modell­

kann aus den Zeitverlaufsberechnungen einfach und

parameter auf Basis der zur Verfügung gestellten

sicher ausgewertet werden. Der durch die Schädi­

statistischen Verteilungsparameter (siehe Abbil­

gung der Struktur hervorgerufene Frequenzabfall

dung 17) variiert. Es wurden sowohl lineare als auch

hat sich hingegen aufgrund der Schwierigkeiten bei

nichtlineare Berechnungen durchgeführt. Die Ver­

der Auswertung als weniger verlässlich erwiesen.

letzbarkeitskurven wurden anschliessend aus der kung und dem Schadenindikator abgeleitet. Als

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Schadenindikatoren dienten dabei entweder die

Das ENSI und seine Experten bleiben mit der Teil­

Stockwerk­Schiefstellung (storey drift) oder der Fre­

nahme am internationalen Benchmark­Projekt

quenzabfall infolge Schädigung der Struktur.

SMART 2013 über den neusten Stand von Wissen­

Die aus den nichtlinearen Berechnungen resultie­

schaft und Technik im Gebiet der Erdbebenberech­

renden Verletzbarkeitskurven weisen, sowohl in­

nung von Kernanlagen informiert und erhalten

Beziehung zwischen Intensität der Erdbebeneinwir­

nerhalb des ENSI­Teams als auch im Vergleich zu

vollen Zugang zu den Daten, Resultaten und Doku­

den anderen Teilnehmern, eine grössere Streuung

mentationen. Im abschliessenden Workshop, der

auf als die aus den linearen Berechnungen resultie­

im November 2014 in Paris stattgefunden hat,

renden Verletzbarkeitskurven. Grund dafür ist die

hatte das ENSI­Team die Gelegenheit, seine Arbeit

grössere Sensitivität von nichtlinearen Modellen

im internationalen Umfeld zu präsentieren, Rück­

und Berechnungen.

meldungen von anderen Teilnehmern zu bekom­

Der Vergleich zwischen den Verletzbarkeitskurven

men und sich an interessanten technischen Diskus­

aus den linearen und nichtlinearen Berechnungen

sionen zu beteiligen. Besonders hilfreich sind für

zeigt, dass die realistischere nichtlineare Berech­

die Aufsichtstätigkeit des ENSI die Erfahrungen zu

nung zu einer höheren Versagenswahrscheinlich­

Computer­Programmen, die auch von den Betrei­

keit führt. Die mit Hilfe linearer Berechnungen be­

bern der Schweizer Kernkraftwerke verwendet

stimmten Verletzbarkeitskurven sind somit nicht

werden, aber auch Erkenntnisse zu alternativer

immer konservativ.

Software für unabhängige Rechnungen.

Damit wird auch eindrücklich das «Prinzip der glei­

Wichtig sind auch die aus dem Projekt gewonnen

chen Arbeit» bestätigt. Es beschreibt den Umstand,

Erkenntnisse und Erfahrungen hinsichtlich der Mo­

dass Bauten mit relevanten Eigenfrequenzen im

dellierung von Stahlbetonstrukturen und der Durch­

Bereich von rund 2 bis 10 Hz bei Erdbebenverhalten

führung von Erdbebenberechnungen und Verletz­

im nichtlinearen Bereich grössere Verformungen er­

barkeitsanalysen. Dies gilt insbesondere im Zusam­

fahren als sich vollständig linear verhaltende Bauten

menhang mit der anstehenden Überarbeitung der

mit gleichen Eigenfrequenzen. Bei «weicheren»

Nachweise der Erdbebensicherheit und der Verletz­

Bauten wird hingegen vom «Prinzip der gleichen

barkeitskurven der Schweizer Kernkraftwerke nach

Verschiebung» ausgegangen. Diese Unterschei­

Abschluss der ENSI­Beurteilung der Gefährdungs­

47

studie PEGASOS Refinement Project. Abbildung 17: Modellparameter mit lognormaler Verteilung, die für die Verletzbar­ keitsstudie mittels ei­ ner RND Funktion in MS Excel ermittelt werden, Quelle: B&H.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

48

Ausblick und Verbesserungsvorschläge

Das Vorgehen gliedert sich in mehrere Phasen.

Das Projekt SMART 2013 wurde im November

Zunächst wurden die bestehenden Studien zu

2014 mit dem Workshop in Paris abgeschlossen. Es

extremen Hochwasserabflüssen an Aare und Rhein

ist seitens ENSI jedoch angedacht, die berechneten

erfasst (Bestandesaufnahme). Im Berichtsjahr wurde

Resultate bzw. die Resultate der CEA­Versuche

ein Vorprojekt gestartet mit dem Ziel, die Methodo­

noch weiter unter Berücksichtigung anderer Frage­

logie des Hauptprojektes sowie die Spezifikationen

stellungen auszuwerten. Unter anderem geht es

für die einzelnen Arbeitspakete des Hauptprojektes

um die Verifizierung der gängigen Nachweisme­

zu erarbeiten. Ein Entwurf des Berichtes zur Metho­

thoden und um die Plausibilisierung der Resultate

dologie liegt vor und wird von einem Expertenbeirat

aus den nichtlinearen Berechnungen. Zudem sind

überprüft. Parallel zu den Arbeiten wird eine Doktor­

Publikationen für wissenschaftliche Konferenzen in

arbeit an der Universität Bern gefördert, welche die

Vorbereitung.

Extremhochwasser des 14. Jahrhunderts betrachtet.

1.3.5 Plattform Extremereignisse (PLATEX): Studie zur Hochwassergefährdung (EXAR)

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Wie aktuelle probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) zeigen, tragen extreme Hochwasser einen

Projektträger: Gruppe von Bundesämtern unter

nicht vernachlässigbaren Anteil zum nuklearen Ri­

Leitung des Bundesamts für Umwelt BAFU

siko der schweizerischen KKW bei. Zudem hat die

ENSI­Projektbegleiter: Rainer Hausherr

Überflutungsthematik nach dem schweren Unfall in Fukushima generell einen höheren Stellenwert im

Einleitung

Kontext der Sicherheit von Kernkraftwerken erhal­

Mit dem Ziel, kohärente Grundlagen im Bereich der

ten. Aus Sicht des ENSI wurde im internationalen

Naturgefahren zur Beurteilung der Risiken für Bau­

Vergleich bereits ein hoher Stand der Technik bei der

ten, Anlagen und kritische Infrastrukturen bereit­

Analyse der Hochwassergefährdung der schweize­

zustellen, wurde im Jahr 2012 ein Koordinations­

rischen Kernkraftwerke erreicht. Verfeinerungen

gremium für Naturgefahren initiiert. Mitglieder

dieser Analysen sind möglich, bedingen aber wei­

dieser sogenannten «Plattform Extremereignisse»

tere detaillierte Untersuchungen. Ein verbesserter

(PLATEX) sind das Bundesamt für Umwelt (BAFU),

Kenntnisstand ermöglicht generell eine genauere

das Bundesamt für Energie (BFE), das Bundesamt

Abschätzung der Anlagerisiken durch Überflutung

für Bevölkerungsschutz (BABS), das Bundesamt für

und trägt auch zu einer Optimierung gegebenen­

Meteorologie und Klimatologie (MeteoSchweiz)

falls erforderlicher Nachrüstmassnahmen bei.

sowie das ENSI. Es wurde entschieden, dass sich PLATEX zunächst mit Fragen der Hochwasserge­

Ausblick

fährdung befassen wird. Geplant ist die Durchfüh­

Der Bericht zur Methodologie sowie die Spezifika­

rung einer umfassenden Studie zur Bereitstellung

tion der einzelnen Arbeitspakete sollen weiterentwi­

gemeinsamer Grundlagen für die Beurteilung der

ckelt werden und als Basis für das nachfolgende

Hochwassergefährdung an Aare und Rhein. Dazu

Hauptprojekt dienen. Die Ergebnisse dieser Untersu­

wurde das Projekt EXAR (Gefahrengrundlagen für

chung werden generell dazu beitragen, Infrastruk­

Extremhochwasser an Aare und Rhein) initiiert.

turen und Agglomerationen im betroffenen Gebiet besser vor Hochwasser zu schützen. Insbesondere

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

sollen sie auch dazu dienen, die Risiken extremer

Ziel des Projekts EXAR ist es, die bisher verwende­

für die Kernkraftwerke Mühleberg, Gösgen sowie

ten Grundlagen für die Beurteilung der Gefähr­

Beznau I und II zu beurteilen. Zur Erarbeitung der hy­

dung durch extreme Hochwasserereignisse an der

drologischen Grundlagen werden historische und

Aare (und am Rhein unterhalb des Zusammen­

klimatologische Analysen mit statistischen Ansätzen

flusses der beiden Flüsse) zu überprüfen, allfällige

und mathematischen Modellen kombiniert. Zudem

Lücken zu identifizieren und zu schliessen sowie

werden Phänomene wie Erosion, Gerinneverlage­

die Gefährdungsbeurteilung zu harmonisieren.

rung, Geschiebeablagerung, Rutschungen, Verklau­

Das BAFU leitet das Projekt und ist zuständig für

sung (Behinderung des Abflusses durch Treibgut) so­

die Kommunikation (siehe auch http://www.bafu.

wie Dammbrüche detailliert im Zusammenhang mit

admin.ch/naturgefahren/index.html?lang=de).

extremen Hochwasserereignissen analysiert.

Hochwasserereignisse für rund 15 Stauanlagen und

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.4 Menschliche Faktoren

Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem die Resultate aus dem Bereich Brennstoff­ und Materialverhalten zu­

Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an­

sammengefasst sind.

derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der

Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch­Tech­

Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher

nik­Organisation (MTO) umfassen hauptsächlich

Handlungen im Rahmen der probabilistischen Si­

Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit und Lei­

cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfäl­

stungsfähigkeit (Human Reliability Analysis HRA),

len in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Be­

die Konzeption und Bewertung von Schnittstellen

reich umfasst vor allem zwei Schwerpunkte.

zwischen Mensch und technischen Systemen (Hu­

Einerseits geht es um den Einfluss menschlicher

man­System Interface HSI), elektronische Visuali­

Handlungen auf Störfälle und deren Beherrschung.

sierungs­Instrumente sowie die Verlässlichkeit von

Dabei wird vor allem die Zuverlässigkeit des Ope­

Computer­Software. Diese Themen spielen eine

rateurverhaltens unter verschiedenen Beding­

wichtige Rolle für den sicheren Betrieb bestehen­

ungen untersucht. Während die versehentliche

der Kernanlagen, für die Modernisierung von Kon­

Unterlassung erforderlicher Eingriffe relativ gut un­

trollräumen und digitalen Systemen sowie für die

tersucht ist, sind fehlerhafte Handlungen, welche

Auslegung zukünftiger Kernkraftwerke. Dafür ste­

den Verlauf eines Störfalls negativ beeinflussen

hen in Halden ein Labor zur Interaktion von Mensch

können, weniger gut erforscht. Diese so genann­

und Maschine (Halden Man­Machine Laboratory

ten Errors of Commission werden daher systema­

HAMMLAB, siehe Abbildung 18) sowie zwei Simu­

tisch identifiziert und quantifiziert. Zweiter Schwer­

lationszentren (Virtual Reality Centre, FutureLab)

punkt im Bereich «Menschliche Faktoren» ist der

zur Verfügung.

Einfluss der Kontrollraumgestaltung auf die Lei­ stung der Operateure (Human­System Interface).

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation

Die folgenden Arbeiten des Jahres 2014 waren aus Schweizer Sicht besonders aufschlussreich: Die Zuverlässigkeit menschlicher Handlungen, ins­

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen

besondere bei Störfällen, wird unter anderem durch

ENSI­Projektbegleiter: Reiner Mailänder

Tests von Operateurgruppen in Simulatoren ermit­

Bericht der Forscher in Anhang A

telt. Die dabei gewonnenen Daten können zur Ver­ besserung von probabilistischen Sicherheitsanaly­

Einleitung

sen verwendet werden. Je nach Störfall­Szenario

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt

und Auswertungsmethode sind Versuchsergebnisse

die zwei Stossrichtungen Brennstoff­ und Material­

aber teilweise schwer vergleichbar. Die 2012 ge­

verhalten und Mensch­Technik­Organisation. All­

startete Studie zur Konzeption und Auswertung

gemeine Bemerkungen zum HRP finden sich im

von Simulatorstudien, an der Forscher des Paul

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

50

Scherrer Instituts massgeblich beteiligt sind, um­

kann, mehrere Störfall­Vorschriften zu kombinie­

fasste auch einen Workshop und zahlreiche Inter­

ren. Dabei zeigte sich eine erhebliche Variabilität

views. Als eine der wichtigsten Herausforderungen

zwischen verschiedenen Operateurgruppen, auch

für Simulatorstudien erwies sich, dass die unter­

zwischen Gruppen aus einem Land. Ein wichtiger

suchten Störfall­Szenarien nicht nur die techni­

Faktor schien dabei zu sein, wie gut sich der Pickett­

schen Gegebenheiten der Anlage, sondern auch

Ingenieur, der normalerweise zunächst nicht im

die Art ihres Betriebs realistisch widerspiegeln

Kontrollraum ist, ein unabhängiges Bild der Situa­

sollten. Die Studie muss mit gut durchdachten Er­

tion machen kann. Zudem wurden bei diesen Tests

eignisabläufen und Zeitvorgaben durchgeführt

innovative Messmetoden eingesetzt. Durch Ermitt­

werden. Ansonsten dürften die getesteten Opera­

lung der Augenbewegungen der Operateure wurde

teure schnell den Eindruck haben, dass der Test

aufgezeigt, wie intensiv bei Störfällen die Überprü­

keine realistischen Verhältnisse abbildet, was wie­

fungen und wiederholte Verifikationen von Infor­

derum das Operateurverhalten beeinflussen kann.

mationen ablaufen, wenn sie die Störfallvorschrif­

Die Resultate zeigen, wie gut Simulatorstudien vor­

ten anwenden. Durch Messung von physiologi­

bereitet sein müssen, um sinnvoll interpretierbare

schen Parametern wurde zudem erkennbar, dass

Ergebnisse zu liefern. Deutlich wurde aber auch,

die Operateure bereits nach ab etwa 45 Minuten in

dass erfahrene HRA­Spezialisten bei den Szenario­

der Leistung nachliessen (Ermüdung). Diese Ergeb­

analysen ähnliche Strategien entwickelt haben, um

nisse werden derzeit intensiv diskutiert, müssen

diese Schwierigkeiten zu bewältigen. Die Ergeb­

aber noch genauer ausgewertet werden, um be­

nisse der Studie wurden in einem Handbuch zu­

lastbare Aussagen zu erlauben.

sammengefasst, das auch Empfehlungen zur Sze­

Ein weiteres wichtiges Thema ist die Überprüfung

narioanalyse gibt.

der Zuverlässigkeit von digitaler Leittechnik. Neue

Zudem wurden weitere Simulatorstudien im

Kernkraftwerke werden standardmässig mit dieser

HAMMLAB mit insgesamt zehn Gruppen aus ver­

Technik ausgestattet, aber auch bestehende Anla­

schiedenen Ländern durchgeführt. Sie beschäf­

gen weltweit werden oder wurden auf digitale Leit­

tigten sich mit dem Thema Resilienz, also in diesem

technik umgerüstet. Es hat sich jedoch in vielen

Fall mit der Fähigkeit des Anlagenpersonals, unvor­

Ländern als schwierig erwiesen, Sicherheitsnach­

hergesehene Situationen mit untypischen Umstän­

weise zu dieser Technik zu führen. Das HRP hat da­

den zu bewältigen und dabei ihr über die Umset­

her eine Studie zu den Anforderungen an digitale

zung von Störfallvorschriften hinausgehendes Wis­

Leittechnik in Angriff genommen. Dafür wurden In­

sen möglichst effizient zu nutzen. Somit erfordern

terviews mit Vertretern von Aufsichtsbehörden und

diese Tests ein erhöhtes Verständnis von Technik

im März 2014 ein internationaler Workshop in

und Situation, auch deshalb, weil es nötig sein

Washington D.C. durchgeführt. Zudem entwickelte

Abbildung 18: Kontrollraum­Anzeigen im HAMMLAB. Quelle: HRP.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

bzw. testete das HRP auch Hilfsmittel zur Durch­

zeitig erste Antworten auf die Frage, wie die Opera­

führung der Sicherheitsnachweise. Die Arbeiten

teure in Zukunft geschult werden sollen. Elektro­

werden im Jahre 2015 fortgesetzt.

nische Visualisierungs­Instrumente, die mit virtueller Realität arbeiten, können unter anderem dazu bei­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

tragen, die Strahlenexposition bei Arbeiten im Kern­ kraftwerk zu reduzieren (Abbildung 19).

Die Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit dienen dazu, Analysemethoden für Auslöser und Wahr­

Ausblick

scheinlichkeit von menschlichem Versagen weiter zu

Auch im Bereich MTO sind die Arbeiten des Pro­

verbessern. Die Daten von Simulatorstudien im Rah­

jekts weitgehend im Zeitplan. Für die 2015 star­

men des Halden Reactor Projects werden auch zur

tende neue dreijährige Projektphase haben 19 Län­

Verbesserung der Sicherheitsanalysen für Schweizer

der ihre Teilnahme bereits zugesagt, und das HRP

Kernkraftwerke genutzt.

ist in Gespräch mit Institutionen aus weiteren Län­

Die immer grösser werdende Abhängigkeit auch der

dern. Aus den Ende 2013 von allen teilnehmenden

nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerbasierten

Institutionen eingereichten Bewertungen und Prä­

Systemen ist ein zentrales Forschungsthema im HRP.

ferenzen der vorgeschlagenen Aktivitäten haben

Die diesbezüglichen Arbeiten dienen dazu, die Zu­

Projektleitung und HPG einen Programmvorschlag

verlässigkeit solcher Systeme weiter zu verbessern.

erarbeitet, der vom HBM inklusive dem damit ver­

Ein weiteres Ziel ist es, Stärken und Schwächen der

bundenen Budget im Dezember 2014 akzeptiert

Schnittstellen zwischen Mensch und technischen

wurde. Das Programm 2015­2017 setzt weitge­

Systemen zu bestimmen und Lösungen zu deren

hend die Arbeit an den bisherigen MTO­Schwer­

Optimierung zu erarbeiten. Daraus folgen auch in­

punkten fort. Geplant ist neu auch die Entwicklung

novative Ansätze, wie Kontrollräume am benutzer­

von technischen bzw. organisatorischen Hilfsmit­

freundlichsten zu gestalten sind. Experimente zei­

teln für die Stilllegung, ein für die Schweiz wich­

gen, inwieweit die Einführung neuer Technologien

tiges Themenfeld für die kommenden Jahre.

51

die Leistungsfähigkeit der Operateure in kritischen Situationen beeinflusst. Die Resultate liefern gleich­

Abbildung 19: Fridtjov Øwre, der bis­ herige Leiter des HRP, ging Ende 2014 nach rund 40jähriger Tätig­ keit für das Projekt in den Ruhestand. Das Bild zeigt ihn im Virtual Reality Centre beim Test eines neu entwik­ kelten Visualisierungs­ geräts. Quelle: HRP.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage und

Brennstoffverhalten

im Containment ablaufenden Prozesse, ausgehend

Das Brennstabprogramm FALCON wird u. a. für die

vom Normalbetrieb über Änderungen des Reaktor­

Auslegung und Auswertung von Versuchen des

verhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit ablaufen

OECD Halden Reactor Projects (siehe auch Kap.

können, bis hin zu Kernschmelz­Unfällen. Für so ge­

1.1.1) verwendet, die sich mit dem Brennstoffver­

nannte deterministische Sicherheitsanalysen wer­

halten bei Kühlmittelverlust­Störfällen (Loss­of­

den Computermodelle der Anlagen und ihres Ver­

Coolant­Accidents, LOCA) befassen. Die Vertei­

haltens erstellt und mit Hilfe von Experimenten

lungen der detektierten Gammastrahlung bei den

validiert. Sie dienen auch als Grundlage für die

LOCA­Experimenten in Halden wurden detailliert

quantitative Ermittlung des Anlagenrisikos in proba­

ausgewertet und modelliert, um Rückschlüsse auf

bilistischen Sicherheitsanalysen. Die Analyse des Un­

die freigesetzte Menge an Brennstoff ziehen zu

fallablaufs in den Reaktoren von Fukushima­Daiichi

können. Zum selben Thema wurde die Modellie­

gehört ebenfalls in diesen Forschungsbereich.

rung der Spaltgasfreisetzung verfeinert, in dem zwischen der Freisetzung ins Brennstabplenum und

1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland

in übrige Bereiche des Brennstabs unterschieden wurde. Ein weiterer Schwerpunkt war die Entwick­ lung eines Modells zur Umstrukturierung von Brennstoff bei sehr hohen Temperaturen. Diese

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Temperaturen werden zwar beim Leistungsbetrieb

ENSI­Projektbegleiter: Andreas Gorzel,

in der Regel nicht erreicht, aber in Sicherheitsana­

Thomas Wintterle

lysen, bei denen abdeckende Randbedingungen

Bericht der Forscher in Anhang A

verwendet werden, können entsprechende Fälle auftreten. Die Auswirkungen von sehr hohen

Einleitung

Brennstableistungen auf das Schwellen des Brenn­

Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg­

stoffs und auf die damit einhergehenden sicher­

reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und

heitstechnischen Parameter, wie z. B. die maximale

dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge­

Brennstofftemperatur oder die geänderte mecha­

setzt. Die Aufgabe des STARS­Projekts ist die Pflege

nische Belastung des Hüllrohrs bei Leistungsram­

und Weiterentwicklung von Methoden und Re­

pen, können mit diesem Modell exakter berück­

chenprogrammen für die Durchführung von deter­

sichtigt werden.

ministischen Sicherheitsanalysen. Diese schliessen das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu auslegungsüberschreitenden Störfällen ein.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Reaktorkern

behälter und der lokalen neutronenphysikalischen

Zwischen den Stäben der Brennelemente befinden

Leistung im Kern weiter vorangetrieben. Dies ist so­

sich die sogenannten Unterkanäle, durch welche

wohl für stabile und effiziente Berechnungen von

das Kühlmittel aufwärts durch den Reaktor strömt.

zeitlich stationärem Verhalten als auch von langen

Für die Modellierung des Kühlmittelverhaltens in

Transienten notwendig; ein Beispiel dafür ist der

diesen Kanälen wurde mit dem Analyseprogramm

Störfall mit Versagen der Schnellabschaltung (Anti­

COBRA­TF anhand einer Studie die Sensitivität der

cipated Transient without Scram ATWS). Ebenso

Kühlmittelparameter hinsichtlich der implementier­

wurden die Anstrengungen zur Implementierung

ten thermohydraulischen Modelle bewertet. Um

der numerischen Strömungsmechanik (Computati­

die stationäre Kernauslegung weiter zu optimieren,

onal Fluid Dynamics CFD) fortgesetzt.

wurden Monte­Carlo­Methoden und eine ge­

Zur Validierung des CFD­Codes STAR­CCM+ wur­

nauere radiale Modellierung des Reaktors einge­

den die komplexen dreidimensionalen Strömungen

führt. Die Ergebnisse bestätigten die bisherigen

der Mischungsexperimente aus dem Juliette­Test­

Methoden, lediglich für den Rand des Reaktors

stand (Le Creusot, Frankreich) berechnet. Diese

wurden grössere Abweichungen in der radialen Lei­

weitreichenden Berechnungen untersuchen das

stung ermittelt. Die nuklear­thermohydraulische

komplexe Mischungsverhalten während eines

Stabilitätsanalyse von Siedewasserreaktoren mit

Kühlmittelverluststörfalls mit einer mittleren Leck­

dem Programm SIMULATE­3K wurde weiter verbes­

grösse an der Hauptkühlmittelleitung.

sert. Messungen im schwedischen Kernkraftwerk Oskarshamn­2, dessen Spezifikation hinsichtlich

Sicherheitsanalysen

des transienten Speisewasserverlaufs kürzlich ge­

Das Forschungsprojekt legt die Basis für eigene de­

ändert wurde, dienten als Grundlage (Benchmark)

taillierte und unabhängige Sicherheitsanalysen zu

für Vergleichsrechnungen zwischen internationalen

Fragestellungen aus der Aufsichtstätigkeit. Im Be­

Forschergruppen. Sie wurden von der Nuclear En­

richtszeitraum wurden im Rahmen der Freigabe­

ergy Agency NEA der OECD organisiert, und dabei

verfahren zur neuen Reaktorbeladung aller Kern­

konnte die STARS­Gruppe den realen Verlauf sehr

kraftwerke verschiedene sicherheitstechnische Pa­

genau wiedergeben. Das weitere Schwingungsver­

rameter (Abschaltsicherheit, lineare Stableistung,

halten des Neutronenflusses bei ausbleibender Re­

Druckverluste, lokaler Stabbrand) berechnet. Die

aktorschnellabschaltung wurde berechnet. Es zeigte

Berechnungen bestätigten, dass die sicherheits­

sich eine Stabilisierung.

technischen Kriterien durch die neuen Reaktoraus­ legungen erfüllt sind. Ausserdem wurden unab­

Systemverhalten

hängige Analysen im Rahmen von Freigabeverfah­

Im Berichtszeitraum wurde die Modellierung der

ren für neue Brennstab­Auslegungsprogramme

schweizerischen Kernkraftwerke mit dem System­

durchgeführt.

code TRACE fortgesetzt. TRACE ist ein dem Stand

Ferner wurde das Verhalten des Kernkraftwerks

von Wissenschaft und Technik entsprechendes Pro­

Leibstadt beim postulierten Störfall «schnelles

gramm für die Simulation des Systemverhaltens

Hochlaufen der Umwälzpumpen» berechnet. Ein

von Leichtwasserreaktoren. Bei der Modellierung

Schwerpunkt wurde dabei auf die Verwendung

wurden die Eingabedaten und die geometrische

von modernen gekoppelten Methoden (thermohy­

Abbildung der Anlage (Input­Decks) weiter an die

draulisch und neutronenphysikalisch) mit einer de­

Berechnungsrichtlinien von TRACE angepasst. Da­

taillierten Darstellung des Kernverhaltens gelegt.

rüber hinaus wurde in diesem Jahr die Methodik zur

Ebenfalls wurden unabhängige Berechnungen des

Validierung von TRACE systematisiert. Die Validie­

Störfalls Dampferzeuger­Heizrohrbruch einschlies­

rung ist notwendig für dessen Anwendung bei

slich umfangreicher Parameterstudien zum Kern­

Störfallanalysen. Dazu dient die Mitarbeit bei inter­

kraftwerk Gösgen durchgeführt. In diesem Rahmen

nationalen Benchmark­Projekten, um Experimente

wurde das Anlagemodell weiter räumlich verfeinert.

wie beispielsweise den Wärmefluss zwischen Hüll­ strömungen zu analysieren.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Um der Entwicklung im Bereich der Multi­Physik­

Das Projekt stellt mit seinen Methoden und seinem

und Mehrfachskalen­Simulationen Rechnung zu

hochqualifizierten Personal ein technisches Zentrum

tragen, wurden die Arbeiten zur Kopplung der

für die Durchführung von Sicherheitsanalysen für

thermohydraulischen Strömungen im Reaktordruck­

Leichtwasserreaktoren dar. Es unterstützt das ENSI

rohr und Kühlmittel bei komplexen Zweiphasen­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

53

bei seinen sicherheitstechnischen Bewertungen, z. B.

zum Beispiel die teilweise komplexen Neuanalysen

hinsichtlich Anlageänderungen oder Vorkommnis­

bei Anlageänderungen bewerten zu können.

sen. Die dazu notwendigen Arbeiten umfassen For­

54

schungstätigkeiten zur Weiterentwicklung der ein­

Ausblick

gesetzten Programme. Dazu kommen unabhängige

Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand

Sicherheitsanalysen auf Anforderung des ENSI aus

von Wissenschaft und Technik entsprechende Me­

seiner Aufsichtstätigkeit heraus (sogenannte «On­

thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle Aufga­

Call»­Aufgaben).

ben zum weiteren sicheren Betrieb der Kernkraft­

Dank der Kapazität der Projektgruppe STARS können

werke in der Schweiz bearbeiten zu können. Dazu

stationäre und transiente neutronenphysikalische

sind weitere Qualifizierungen und Validierungen

und thermohydraulische Berechnungen für Systeme,

der Methoden durch die Teilnahme an internatio­

Reaktorkerne (Abbildung 20) und andere Konfigura­

nalen Forschungsprogrammen und die Mitarbeit

tionen wie Lager oder Behälter durchgeführt wer­

in internationalen Expertengruppen unerlässlich.

den. Damit kann das ENSI im Rahmen seiner Aufsicht

Die Analysen neuer Reaktorauslegungen im Rah­

über die schweizerischen Kernanlagen sowohl die

men der Freigabeverfahren zu den jährlichen

Einhaltung des gestaffelten Sicherheitskonzepts als

Brennelementwechseln sollen beibehalten und er­

auch die Wirksamkeit (Integrität) der mehrfachen

weitert werden.

Barrieren fundiert beurteilen. Der Erhalt der Kompetenz im Umgang mit den TRACE­Anlagemodellen der schweizerischen Kern­ kraftwerke und den durchzuführenden Rechnungen im Bereich Anlageverhalten betrifft direkt die Auf­ sichtstätigkeit des ENSI. Die kontinuierliche Arbeit an den Modellen und die ständige Verbesserung und Validierung der Eingabedaten sieht das ENSI als wichtig an, um im Rahmen der Aufsichtstätigkeit

Abbildung 20: Die Abbildung zeigt einen schematisch dargestellten Reaktorkern innerhalb eines Reaktordruckbehälters (RDB). Das Wasser des Kühlkreislaufs strömt durch die oben angedeuteten Leitungen (siehe die Pfeile) in den RDB, dort zunächst aus­ serhalb des Reaktorkerns nach unten und anschliessend durch den Kern nach oben, wo es stark erhitzt wird. Im Projekt STARS wird das Zusammenspiel aller dargestellten Faktoren mit einer Kombination von speziellen Computerprogrammen für teilweise schnell ablaufende Störfälle simuliert. Dabei sind bestimmte Parameter in unterschiedlichen Farben dargestellt (siehe die Ska­ len): Fliessgeschwindigkeit des Kühlmittels (flow velocity), Temperatur an der Peripherie des Kerns (surface temperature) und die relative Leistungsverteilung im Kern (relative power). Quelle: PSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

55

Abbildung 21: Temperaturregulierte Platte innerhalb der LINX Anlage, von unten betrachtet. Die Platte besteht aus mehreren Modulen. Zu beiden Seiten der Platte sind in blau die Zuführungen zu den flüssigkeitsgefüllten U­Rohren innerhalb der Platte für die Temperaturregulierung. Am oberen Ende der Platte kann die Flüssigkeit zur Benetzung der Platte zugeführt und mit der Vorrichtung in der Mitte der Platte wieder aufgesammelt werden. Quelle: PSI.

1.5.2 LINX - Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung

dert das französische Institut de Radioprotection et

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

spezifische Messungen zur Verfügung. LINX ist Teil

ENSI­Projektbegleiter: Werner Barten

des Programms «Containment Safety» am PSI.

de Sûreté Nucléaire (IRSN) diese Arbeiten. Die ETH Zürich beaufsichtigt das mit dem Projekt LINX zu­ sammenhängende Doktorandenprogramm und stellt einen Teil der experimentellen Infrastruktur für

Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scherrer In­

In diesem Jahr wurde der Druckbehälter LINX ein­

stituts werden Experimente zur Thermohydraulik

schliesslich der Regel­ und Messtechnik für die

des Sicherheitsbehälters (Containment) mit hoher

hochpräzisen Messungen von Temperatur, Schicht­

Genauigkeit und Auflösung durchgeführt und mit

dicke und Wasserfluss mit hohem Aufwand weiter

Rechenprogrammen simuliert. Im Projekt LINX wird

aufgerüstet und für Experimente freigegeben. Dies

das dynamische Verhalten von dünnen Flüssigkeits­

beinhaltete die Freigabe der Hilfssysteme und der

filmen auf einer beheizten vertikalen Oberfläche

Kühlsysteme zur Temperaturregulierung der verti­

(Platte) in einer Wasserdampfatmosphäre unter­

kalen Platte (Abbildung 21). Ferner wurde die Infra­

sucht. Darüber hinaus werden die Auswirkungen

rotmesstechnik zur optischen Messung der Dicke

des räumlich und zeitlich veränderlichen Flüssig­

und der Temperatur des Flüssigkeitsfilms auf der

keitsfilms auf die Effizienz des Wärmeübergangs

vertikalen Platte beim Druckbehälter installiert und

betrachtet. Dazu werden Versuche mit hoher Mess­

angewendet. Diese innovative optische Methode

genauigkeit insbesondere in einem Druckbehälter

arbeitet im nahen und mittleren Infrarotbereich

durchgeführt, in dem sich eine temperaturkontrol­

und ermöglicht Messungen der Dicke und der Tem­

lierte vertikale Platte befindet. Aus den gemes­

peratur des Flüssigkeitsfilms. Sie hat den grossen

senen Daten soll ein verbessertes physikalisches

Vorteil, dass sie nur unwesentlich in das Experiment

Modell für Simulationsprogramme des Sicherheits­

eingreift. Die Schichtdickenmessung, die vornehm­

behälters (Containment­Codes wie ASTEC oder

lich auf dem Effekt der Absorption im nahen Infra­

GOTHIC) entwickelt werden. Neben dem ENSI för­

rotbereich (Near InfraRed NIR) basiert, wurde mit

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

56

räumlich zweidimensionalen Messungen validiert.

Druck und die Temperatur, die Verteilung und den

Dafür wurden zusätzliche Vergleiche mit Wider­

Transport der Gase (Luft, Dampf, Wasserstoff) so­

standsmessungen aufgeklebter Maschensensoren

wie der Radioisotope innerhalb der verschiedenen

sowie mit Messungen der Dicke des Flüssigkeits­

Abschnitte im Containment. Diese Parameter sind

films mittels kalter Neutronen an der ICON­Anlage

entscheidend für die Integrität des Containments

(Imaging with Cold Neutrons) des PSI durchgeführt.

und eine allfällige Freisetzung von radioaktiven

Mit verfeinerten experimentellen Methoden und

Stoffen (Quellterm).

Datenbearbeitungstechniken wurde die Güte der

Derzeit sind die im Projekt LINX untersuchten Pro­

Messung des zweidimensionalen Profils der Schicht­

zesse in den meisten Rechencodes für Leichtwas­

dicken auf der vertikalen Platte deutlich verbessert

serreaktoren nur unzureichend abgebildet. Dies

(Abbildung 22). Die Forscher haben basierend auf

betrifft neben den Codes wie ASTEC und GOTHIC,

diesen Aktivitäten zwei Publikationen erstellt: einen

die effektive Parameter und Korrelationen verwen­

Konferenzbeitrag, der an der NUTHOS 10 Konfe­

den, auch aktuelle Simulationsprogramme für die

renz in Okinawa, Japan im Dezember 2014 präsen­

numerische Strömungsmechanik (Computational

tiert und von den Organisatoren prämiert wurde,

Fluid Dynamics CFD) und deren Behandlung der

und ein für die wissenschaftliche Zeitschrift «Expe­

Filmdynamik.

riments in Fluids» eingereichter Beitrag. Ende 2014

Das Hauptziel dieses Projektes ist ein verbessertes

wurde eine Messkampagne mit ersten simultanen

Verständnis der raum­zeitlichen Dynamik eines

Messungen der Dicke und der Temperatur des Flüs­

Flüssigkeitsfilmes. Mit den hochpräzisen Experi­

sigkeitsfilms auf der vertikalen Platte im Druckbe­

menten am PSI soll ein physikalisches Modell entwi­

hälter LINX begonnen.

ckelt werden, um es in Rechenprogrammen für Si­ cherheitsanalysen von Leichtwasserreaktoren, zum

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Beispiel für die Berechnung der Containment­Ther­

Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor

gramme werden national und international im Rah­

können auf den Oberflächen des Containments

men von thermohydraulischen Nachweisen für Si­

Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an­

cherheitsbeurteilungen verwendet.

schliessend wieder verdampfen. Diese physika­

Der fortgeschrittene ASTEC­Code soll in Zusam­

lischen Phänomene sind relevant für die Sicherheit

menarbeit mit der französischen IRSN als Referenz­

der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem den

Code zum Testen und Validieren der neuen Modelle

mohydraulik, einsetzen zu können. Solche Pro­

Abbildung 22: An der vertikalen Platte herunterlaufender Flüssigkeitsfilm. Im hier betrachteten Parameterbereich hat der Flüssigkeitsfilm Wellenform (wavy flow). Die Figur links zeigt die gemessene Lichtintensität, während die mittlere Figur die mit verschiedenen Rechenmethoden verbesserten Daten der Lichtintensität widergibt. Die Figur rechts stellt schliesslich die aus den Daten der Lichtintensität berechnete Schichtdicke des Flüssigkeitsfilms in Mikrometer dar (siehe Farbskala rechts). Quelle: PSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

verwendet werden. Die Projektzusammenarbeit

mente validiert wurde. Mit diesem Projekt werden

trägt zur internationalen Vernetzung des PSI und des

die Reaktionen von Zirkonium­Hüllrohren unter

ENSI bei. Ein wesentlicher Aspekt bei diesem Projekt

verschiedenen Gemischen von Sauerstoff, Stick­

ist zudem die Ausbildungsförderung.

stoff und Dampf erforscht und das Oxidationsmo­ dell weiterentwickelt, um den Nitrierungsprozess

Ausblick

besser abzubilden. Das Projekt startete Mitte 2013

Die experimentellen Vorbereitungen und Validie­

und dauert bis Mitte 2017.

rungen der Apparaturen und Messinstrumente sind reitung begonnene Messkampagne im Druckbehäl­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

ter LINX wird fortgesetzt. In dieser Kampagne sind

Neuere Experimente für Brennelemente in Lagerbe­

drei Messreihen vorgesehen. Die erste Messreihe

cken zeigten, dass die Reaktion zwischen Stickstoff

konzentriert sich auf die Charakterisierung des Flüs­

und Zirkonium zur Bildung von Zirkoniumnitrid

sigkeitsfilms, der an der vertikalen Platte herab­

führt. Diese Reaktion setzt Energie frei und trägt

fliesst, in Abhängigkeit von der Einspeiserate der

deshalb wesentlich zur Temperaturerhöhung bei.

Flüssigkeit. Die zweite Messreihe ist auf die Analyse

Darüber hinaus bewirkt sie verglichen mit der reinen

der Flüssigkeitsfilm­Dynamik unter dem zusätz­

Oxidation durch Sauerstoff eine schnellere Zerstö­

lichen Einfluss von Kondensationseffekten ausge­

rung des Hüllrohrmaterials. Dieses Phänomen soll in

richtet. Schliesslich wird auch der Einfluss der Wie­

der ersten Projektphase erforscht und dann mit dem

derverdampfung auf die Flüssigkeitsfilmdynamik

Oxidationsmodell korrekt abgebildet werden.

untersucht.

Die Forschungsarbeiten zu den Stickstoffreaktionen

abgeschlossen. Die nach der aufwändigen Vorbe­

unter Luft oder Dampfatmosphären wurden 2014

1.5.3 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases

im Rahmen eines Doktorats plangemäss weiterge­ führt. Auf der Grundlage der 2013 erfolgten Re­ cherche zu grundlegenden Phänomenen, Kenntnis­ sen und Datenquellen wurden im Berichtsjahr ther­

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

modynamische Analysen durchgeführt und ein kon­

ENSI­Projektbegleiter: Annette Ramezanian

zeptuelles Modell des Nitrierungsprozesses entwi­

Bericht der Forscher in Anhang A

ckelt. Dieses konzeptuelle Modell geht anfangs von der

Einleitung

Lösung von Sauerstoff und Stickstoff im Zirkonium

Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula­

und von einer dadurch ausgelösten Oxidierung des

tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak­

Zirkoniums aus. An der Grenzfläche zwischen Me­

toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden Er­

tall und Oxid startet dann, wenn der Partialdruck

eignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substanzen

des Sauerstoffs im Verhältnis zu dem des Stickstoffs

in die Umgebung ab. Das Programm wurde von

ausreichend gesunken ist, die Bildung von Nitriden

den Sandia National Laboratories (SNL) für die

(siehe Abbildung 23). Diese werden sowohl im

amerikanische Aufsichtsbehörde U.S.NRC entwi­

Oxidbereich als auch im angrenzenden Metallbe­

ckelt und wird laufend den aktuellen Erkenntnis­

reich so lange gebildet, bis entweder nicht mehr

sen der Unfallforschung angepasst. In der Schweiz

ausreichend Stickstoff vorhanden ist oder bis neuer

wird MELCOR vom ENSI und von einigen Betrei­

Sauerstoff in das Material eindringt. Bei Stickstoff­

bern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt.

und Sauerstoffmangel endet der chemische Pro­

Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen

zess. Sobald jedoch erneut Sauerstoff zur Verfü­

ist die Oxidation der Brennstoff­Hüllrohre bei Luft­

gung steht, werden die Nitride wieder oxidiert,

zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender

darüber hinaus aber auch das angrenzende Zirko­

Kühlung abgedeckt werden. Lufteinbruch kann

nium. Dadurch dringt die Oxidschicht tiefer in das

die Zerstörung des Kerns beschleunigen und die

Zirkonium ein als vorher. Wenn sich nun wegen der

Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Der Auf­

Oxidierung das Verhältnis von gelöstem Stickstoff

heiz­ und Oxidationsprozess soll mit MELCOR rea­

zu gelöstem Sauerstoff wieder zu Gunsten der Bil­

listisch berechnet werden können. In dem voran­

dung von Nitriden verschiebt, kann sich ein selbst

gegangenen Projekt hat das PSI ein entsprechendes

unterhaltender Kreislauf bilden, in dessen Verlauf

Oxidationsmodell entwickelt, welches in MELCOR

das Metall immer tiefer oxidiert wird.

implementiert und anhand verschiedener Experi­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

57

Abbildung 23: In Luftatmosphäre oxidiertes Zirkonium unter dem Mikroskop. Das linke Bild zeigt die Mischung von Oxid (dunkelgrau) und Nitrid (goldgelb). Wenn die Oxide Stickstoff absorbieren, werden sie über eine Zwischenstufe zu Nitriden um­ gewandelt. Im rechten Bild ist derselbe Ausschnitt im polarisierten Licht dargestellt, welches die Struktur der Mischung von Oxiden und Nitriden noch besser beleuchtet. Quelle: PSI. 58

Unterstützt wird dieser chemische Prozess durch

Richtlinie ENSI­A05 (PSA: Umfang und Qualität)

mechanische Vorgänge innerhalb des Materials.

nennt MELCOR als einen der Rechencodes, die

Bei der Nitrierung schrumpft das Volumen, wobei

dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Tech­

der Unterschied zwischen Oxid und Nitrid etwa 32

nik entsprechen. Die Weiterentwicklung des auch

Volumen­Prozent beträgt. Dadurch bilden sich an

vom ENSI genutzten Rechencodes MELCOR ist da­

der Grenzschicht Mikroporen, durch die Sauerstoff

her für die Aufsichtstätigkeit nützlich.

leichter diffundieren kann. Bei erhöhtem Sauer­

Das Projekt dient zudem dem Erhalt von Fachwis­

stoffgehalt beginnt wieder die Oxidierung, mit der

sen in der Schweiz. Das PSI verfolgt und unter­

eine Volumenzunahme und damit ein vermehrter

stützt mit eigenen Arbeiten die Entwicklung von

Aufbau von lokalen Spannungen einhergehen. Die

MELCOR und von anderen Rechenprogrammen

Oxidschicht, die eigentlich das Zirkonium vor Ein­

für schwere Unfälle und gibt sein Wissen den

dringen von Sauerstoff schützt, wird durch Risse,

Schweizer Benutzern weiter.

die sich aufgrund der Spannungen bilden, weiter geschädigt. In Folge dessen kann vorhandener gas­

Ausblick

förmiger Sauerstoff noch leichter hindurch diffun­

Mit den nächsten Forschungsarbeiten sollen anhand

dieren. An der Grenzschicht zum Nitrid angekom­

von Daten aus neuen Versuchen die wichtigsten

men, wird er die Oxidierung der Nitridschicht und

noch vorhandenen Wissenslücken zu den Stick­

des daran angrenzenden Zirkoniums verstärken.

stoffreaktionen geschlossen werden. Das auf diesen

Das skizzierte Modell basiert teilweise auf Annah­

Grundlagen neu zu entwickelnde Oxidations­/Nitrie­

men, die durch Experimente zu überprüfen sind.

rungsmodell dient dann iterativ zur Planung wei­

Erste Arbeiten hierzu wurden Ende 2014 in Zusam­

terer Experimente und für Modellverfeinerungen.

menarbeit mit dem Karlsruher Institut für Technolo­

1.5.4 OECD BSAF – Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

gie begonnen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Oxidation von Hüllrohren mit Luftzufuhr kann bei

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szenario

ENSI­Projektbegleiter: Rainer Hausherr

Brennelemente

Bericht der Forscher in Anhang A

im

Reaktordruckbehälter,

im

Brennstoff­Lagerbecken oder im Transportbehälter betreffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR­

Einleitung

Programms und dessen Anpassung an neue Er­

Nach den schweren Reaktorunfällen in Fukushima

kenntnisse aus der Unfallforschung verbessert die

startete die Nuclear Energy Agency NEA der OECD

Risikoabschätzung schwerer Unfälle im Rahmen

dieses Projekt, bei dem elf Organisationen aus acht

von probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA)

Ländern vergleichende Simulationen durchführen.

und Accident Management­Massnahmen. Die

Es verfolgt das Ziel, die Unfallabläufe in den einzel­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

nen Reaktoren zu rekonstruieren und die Endzu­

läufe im oberen und unteren Teil des Containments

stände der Reaktoren und vor allem der Reaktor­

(Drywell und Wetwell), die Einspeisezeiten und Ein­

kerne zu bestimmen. Dadurch soll die Planung der

speiseraten der Feuerwehrpumpen und die Zeitan­

weiteren Untersuchungen, der Dekontamination

gaben der ungefilterten Containmentdruckentla­

und des Rückbaus unterstützt werden. Ein wei­

stung. Die Druckverläufe werden vom PSI als

teres Ziel ist die Ausweitung der Beurteilungsbasis

ziemlich vollständig und zuverlässig angesehen, bei

für Simulationsprogramme. Da bei Experimenten

den anderen erwähnten Angaben gibt es, abgese­

zur Erforschung von schweren Reaktorstörfällen

hen vom Zeitpunkt der Wasserstoffexplosion, teil­

meist nur einzelne Phänomene (häufig auch in klei­

weise Lücken und Unsicherheiten.

nerem Massstab und mit nicht­radioaktivem Mate­

Alle Projektteilnehmer modellierten einen soge­

rial) untersucht werden, sollen die Unfälle von

nannten «Common Case». Für dieses Szenario wur­

Fukushima ausgewertet werden.

den die Randbedingungen genau vorgegeben, um eine optimale Vergleichbarkeit der Rechnungen zu

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

rio modifiziert, um ein sogenanntes «best­estimate

Das PSI konzentrierte sich bei seinen Arbeiten auf

Szenario» zu ermitteln, also eine bestmögliche An­

den Reaktorblock 3 von Fukushima Daiichi (Abbil­

näherung der Modellierung an den tatsächlichen

dung 24 und Abbildung 25). Es verwendete das Si­

Unfallverlauf zu erreichen. Dazu führte das PSI mehr

mulationsprogramm MELCOR, welches auch bei Si­

als 100 Simulationen durch. Dafür wurden im We­

cherheitsanalysen für Schweizer Kernkraftwerke

sentlichen

gewährleisten. Anschliessend wurde dieses Szena­

benutzt wird.

die Einspeiseraten des Reaktorkernisolations­

Im Gegensatz zu typischen Benchmark­Studien (Ver­

Kühlsystems (RCIC) und des Hochdruck­Ein­

gleichsrechnungen), bei denen detaillierte Mess­

speisesystems (HPCI) angepasst, um die gemes­

werte genau festgelegter Experimente erfasst wer­

senen Füllstände im Reaktordruckbehälter (RDB)

den, ist die Datenbasis bei den Unfällen in Fukushima

modellieren zu können,

unvollständig und/oder unsicher, da verschiedene

das HPCI früher gestartet und die Wasserquelle

Messinstrumente nicht normal funktionierten. Für

des HPCI angepasst (Kondensatvorrat anstelle

seine Analyse verwendete das PSI hauptsächlich den

Druckabbaukammer), um den gemessenen

Zeitpunkt der Wasserstoffexplosion, die Druckver­

Druckabfall im RDB modellieren zu können,

Abbildung 24: Der Zustand des Blocks 3 des Kernkraftwerks Fukushima Daiichi nach dem Unfall. Quelle: TEPCO­Website http://photo.tepco.co.jp/en/date/2013/201302­e/130201­01e.html.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

59

60

Abbildung 25: Aufsicht des Blocks 3 des Kernkraftwerks Fukushima Daiichi nach Entfernung der Bruchstücke vom zerstörten oberen Teil des Reaktorgebäudes. Quelle: TEPCO­Website http://photo.tepco.co.jp/en/date/2013/201302­e/130201­01e.html , Aufnahme vom 31. Januar 2014.

die Rate der Löschwassereinspeisung angepasst,

beiten trotz Verzögerungen auf Seiten der Organi­

um den gemessenen Füllstand im Downcomer

satoren termingemäss durchgeführt.

(im RDB) modellieren zu können, ments (Venting) und die geöffneten Querschnitte

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

die Zeiten der Druckentlastung des Contain­ der Ventingventile angepasst sowie eine Leckage

Das Projekt ist von grosser internationaler Relevanz,

an der Deckeldichtung des Containments ange­

und es ist für das PSI eine Auszeichnung, als eine

nommen, um den gemessenen Druckabfall im

von elf Organisationen weltweit zu diesem Projekt

Containment und eine brennbare Atmosphäre

eingeladen worden zu sein. Im BSAF­Projekt wer­

im Reaktorgebäude zum Zeitpunkt der Wasser­

den die Abläufe bei den schweren Reaktorunfällen

stoffexplosion modellieren zu können, und

von Fukushima analysiert. Weil zudem mehrere Be­

das Kriterium für ein Penetrationsversagen an

teiligte das Programm MELCOR benutzen, kann un­

einer RDB­Durchdringung und dessen Leck­

ter Umständen auch der Einfluss der Anwender auf

grösse angepasst. Dadurch konnten der Füll­

das Ergebnis evaluiert werden, bei komplexen Mo­

stand im RDB und der Druckverlauf im Contain­

dellierungen immer ein wichtiger Aspekt. Das Pro­

ment modelliert werden.

jekt dient somit der Verbesserung des Rechenpro­

Aufgrund der Simulation des best­estimate Szena­

gramms MELCOR und dem Kompetenzerhalt in

rios des PSI kann vermutet werden, dass der RDB

diesem Bereich in der Schweiz. Darüber hinaus tra­

zwar versagt hat, die Kernschmelze aber im We­

gen die durch das Projekt gewonnenen Informatio­

sentlichen innerhalb des RDBs blieb. Es ist aller­

nen auch zum besseren Verständnis des Ablaufs

dings zu beachten, dass die Simulation ausschliess­

schwerer Unfälle und speziell der Versagensgren­

lich die ersten sechs Tage des Unfalls umfasst, der

zen von Anlagenteilen bei.

Zustand des Reaktors also noch nicht stabil war. Betreffend das Rechenprogramm MELCOR wurde

Ausblick

die Prognose des RDB­Versagens als einer der

Phase 1 des Projekts ist abgeschlossen, der Ab­

Hauptaspekte mit Verbesserungspotenzial identifi­

schlussbericht der OECD­NEA soll im Laufe des Jah­

ziert. Das PSI hat die für das Projekt geplanten Ar­

res 2015 fertiggestellt werden. Im Rahmen der Pro­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

jektarbeiten wurden verschiedene Aspekte identifi­

scheinlichkeit des Containments durch ein nicht

ziert, welche weiter zu untersuchen sind. Dies be­

kühlbares Schüttbett und durch Dampfexplosio­

trifft insbesondere die produzierte Menge an Was­

nen. Dazu wurde eine Risk Oriented Accident Ana­

serstoff, dessen Freisetzung aus dem Containment

lysis Methodology (ROAAM) entwickelt, die mit

und die Freisetzung von radioaktiven Spaltpro­

den Schadenszuständen im Verlauf eines Unfalls

dukten. Diesen Aspekten wird sich die Phase 2 des

(Plant Damage States) arbeitet, welche probabilis­

Projekts widmen.

tischen Sicherheitsanalysen (Stufe 1) entnommen werden können. Auf dieser Basis werden das

1.5.5 MSWI – Melt-Structure-WaterInteractions during Severe Accidents in LWR

Schmelzen und Verlagern des Kerns ins untere Ple­ num des RDB, die dortige Partikelbildung und all­ fällige Wiederaufschmelzung, die RDB­Versagens­ art und der Austritt der Kernschmelze aus dem

Auftragnehmer: Königlich­Technische Hochschule

RDB, die Schüttbettbildung und dessen Kühlbar­

(KTH), Stockholm

keit in einer Wasservorlage ausserhalb des RDBs so­

ENSI­Projektbegleiter: Rainer Hausherr

wie Dampfexplosionen modelliert. Für alle einzel­

Bericht der Forscher in Anhang A

nen Prozesse werden zuerst detaillierte Modelle entwickelt und durchgerechnet. Da diese viel Re­

Einleitung

chenzeit benötigen, werden darauf aufbauend ein­

Das Programm MSWI wird von der schwedischen

fachere Ersatzmodelle entwickelt, mit denen an­

Königlich­Technischen Hochschule (KTH) in Stock­

schliessend

holm durchgeführt. Neben dem ENSI fördern als

Simulationen durchgeführt werden können.

die

erforderliche

Anzahl

von

weitere Partner die schwedische Sicherheitsbe­ hörde (SSM), schwedische Kernkraftwerksbetrei­

MEM (Melt Ejection Modes): Das Ziel von MEM ist

ber, das Nordic Nuclear Safety Research Program

die Entwicklung deterministischer Modelle zur

(NKS) sowie die EU (NUGENIA) die Projektarbeiten.

Analyse der Kernschadenszustände in Verbindung

Aufgrund der Teilnahme am Programm kann das

mit den RDB­Versagensarten. Das detaillierte Mo­

ENSI direkt auf alle erarbeiteten Resultate zugrei­

dell zur Kernverlagerung ins untere Plenum des

fen und hat die Möglichkeit, die Forschungsziele

RDB wurde mit dem auch vom ENSI verwendeten

mitzubestimmen.

Rechenprogramm MELCOR entwickelt. Die Resul­

Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungsar­

tate zeigen, dass, abhängig vom Szenario und der

beiten bei der Untersuchung von Phänomenen,

Aktivierung der automatischen Druckentlastung

welche bei einem schweren Unfall in einem Siede­

sowie der Einspeisung in den RDB, entweder eine

wasserreaktor (SWR) auftreten können. Bei schwe­

relativ geringe oder eine sehr grosse Menge an

ren Unfällen kann der Reaktorkern wegen feh­

Kernschmelze ins untere Plenum verlagert wird.

lender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge der

Szenarien, bei denen eine mittlere Menge an Kern­

Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze zu

schmelze ins untere Plenum verlagert wird, sind re­

kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbehäl­

lativ selten.

ter (RDB) versagen und die Kernschmelze austre­ ten.

DECO (Debris Coolability Map): Die Strategie zur

Die MSWI­Projektarbeiten für die Forschungsphase

Milderung von schweren Unfällen besteht bei vie­

(2012–2016) lassen sich in folgende vier Bereiche

len Leichtwasserreaktoren in der Flutung des Con­

einteilen:

tainments, um die aus dem RDB austretende Kern­

Risikoevaluation und Synthese (RES)

schmelze zu fragmentieren und dadurch die

Auswurf der Kernschmelze aus dem RDB (MEM)

Kühlbarkeit zu verbessern. Ob die im so erzeugten

Kühlbarkeit einer Schmelzpartikelschüttung

Schüttbett produzierte Nachzerfallswärme abge­

(DECO)

führt werden kann, hängt von den Eigenschaften

Auswirkungen von Dampfexplosionen (SEIM)

dieses Schüttbetts ab (Abbildung 26). Das detail­ lierte Modell (DECOSIM) wurde erweitert und kann

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

jetzt für Berechnungen verwendet werden. Mit

RES (Risk Evaluation and Synthesis): Das Hauptziel

Schüttbetts in einer unterkühlten Wasservorlage

der Arbeit ist die Entwicklung eines Hilfsmittels zur

wie auch nach partieller Austrocknung simuliert

Quantifizierung der bedingten Versagenswahr­

werden. Für einige Aspekte der Kühlbarkeit von

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

diesem Modell kann sowohl die Kühlbarkeit eines

61

Partikelschüttungen wurden bereits vereinfachte

umfassender das Verständnis der Unfallphäno­

Ersatzmodelle entwickelt. Bereits durchgeführte

mene ist, desto präziser können diese modelliert

Rechnungen zeigen, dass Schüttbetten von Parti­

werden. So liefern die Forschungsresultate bei­

keln mit einem Durchmesser bis zu einem Millime­

spielsweise Erkenntnisse darüber, mit welchen Me­

ter nicht kühlbar sind. Bei solch kleinen Partikeln

thoden und Erfolgsaussichten die Kernschmelze

behindert der grössere Strömungswiderstand das

vor oder nach einem Versagen des RDB gekühlt

Eindringen von Wasser ins Schüttbett. Grössere Par­

werden kann. Dadurch wird eine belastbarere Risi­

tikel können gekühlt werden, wobei bei gewissen

koquantifizierung in der Stufe 2 von probabilis­

Szenarien/Partikeldurchmessern eine partielle Aus­

tischen Sicherheitsanalysen ermöglicht. Zugleich

trocknung des Schüttbetts auftritt.

liefert das Projekt Vergleichswerte zu Betreiberan­ gaben. Ferner können die Strategien für die Beherr­

62

SEIM (Steam Explosion Impact Map): Das Hauptziel

schung schwerer Unfallsituationen (Severe Acci­

in diesem Bereich ist die Quantifizierung der durch

dent Management Guidance, SAMG) optimiert

Dampfexplosionen verursachten Drücke in der Re­

werden. Insgesamt ermöglicht die Mitwirkung am

aktorgrube und der Impulse auf die Wände. Der

MSWI­Projekt dem ENSI den direkten Zugang zum

Code TEXAS wird für die Modellierung des Im­

aktuellen Stand des Wissens auf dem Gebiet der

pulses einer Dampfexplosion verwendet. Notwen­

Leichtwasserreaktor­Schwerunfallforschung.

dige Parameter für TEXAS werden unter anderem mithilfe des Codes MC3D bestimmt. Basierend auf

Ausblick

diesen Ergebnissen wurde ein Ersatzmodell erar­

Die Forschungsarbeiten an der KTH sind bislang

beitet. Gegenwärtig wird an der Integration dieses

insgesamt sehr zufriedenstellend verlaufen und

Ersatzmodells in die übergeordnete ROAAM­Struk­

kommen weiterhin gut voran. Ein Schwerpunkt

tur gearbeitet.

der Arbeiten im nächsten Jahr ist die weitere Inte­ gration der entwickelten Modelle in die ROAAM­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Struktur.

Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom­ plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen. Je

Abbildung 26: Diese Grafiken zeigen, wie sich die Form einer Partikelschüttung wegen der Gasströmung durch das Schüttbett im Laufe der Zeit ändert. Mit der Gasströmung wird die Dampfproduktion durch die Nachzerfallswärme in den Schmelzparti­ keln simuliert. Die Form des Schüttbetts beeinflusst dessen Kühlbarkeit. Quelle: KTH Stockholm.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.6 Strahlenschutz

schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlenschut­ zes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe technische

Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen

Anforderungen an die Dosimetriestellen.

ein breites Spektrum anwendungsbezogener The­

Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmessge­

men. Sie reichen von der Überprüfung und Kali­

räten ist eine wichtige Voraussetzung zum Nach­

brierung von Messsystemen für ionisierende Strah­

weis der Einhaltung von gesetzlichen Grenzwerten.

lung und der von Helikoptern aus durchgeführten

Grosse Bedeutung haben auch die Messungen zur

Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung

Freigabe von Materialien aus kontrollierten Zonen

von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur

und zur Überwachung der Abgaben radioaktiver

Entwicklung neuer Analysemethoden für Radio­

Stoffe an die Umgebung.

nuklide. Zudem trägt die Mitarbeit an internatio­

In der Radioanalytik werden chemische und physi­

nalen Normen zur länderübergreifenden Harmo­

kalisch­chemische Untersuchungen in Verbindung

nisierung im Strahlenschutz bei. Mit diesen

mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten

Aktivitäten wird der Strahlenschutz in der Schweiz

radionuklidhaltigen Proben durchgeführt. Die Ra­

auf dem Stand der Technik gehalten und die Aus­

dioanalytik hat im Strahlenschutz einen hohen

bildung von Nachwuchskräften gefördert.

Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer neue Anforderungen aus der Praxis, denen mit Neuent­

1.6.1 Strahlenschutzforschung

wicklungen von Messmethoden und mit neuen Lö­ sungsansätzen begegnet werden muss. Beispiele

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

sind Freigabemessungen von Schlämmen sowie

ENSI­Projektbegleiter: Franz Cartier

Messungen von Umweltproben im Rahmen der

Bericht der Forscher in Anhang A

Immissionsüberwachung oder von Proben zur Überwachung der Inkorporation.

Einleitung

Für das ENSI führt die Sektion Messwesen Experti­

Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen­

sen sowie Entwicklungs­ und Forschungsarbeiten

schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize­

auf dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech­

rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte

nik und der Radioanalytik durch.

Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

und Inkorporationsmessstelle,

Im Berichtjahr wurden zwei Masterarbeiten be­

die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess­

treut. Im Rahmen der von der Eichstelle betreuten

geräten,

Masterarbeit wurde ein Spektrometer zur Messung

das Betreiben eines Radioanalytiklabors.

von Röntgenspektren erfolgreich kalibriert. Dabei

Aufgabengebiet der Sektion:

Die Personendosimetrie, also die Messung der äus­

zeigte sich, dass die in der ISO­Norm 4037 publi­

seren und inneren Strahlenexposition von Men­

zierten Diagramme der spektralen Photonenfluenz

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 27:

zertifizierten Multigamma­Kalibrierlösungen für

Bohrer mit Bleibeschwerung und Plastikrohr zur Erhe­ bung eines Sediment­ kerns. Quelle: PSI.

zwei Volumen­ und eine Flächengeometrie. Die Übereinstimmung zwischen Referenzwerten und LABSOCS­Berechnungen war gut und das PSI be­ urteilte die LABSOCS­Software als validiert. Die Personen­Neutronendosimeter am PSI basieren auf PADC­Detektoren (auch Chrom­39 genannt). PADC ist ein Polymer. Ein auftreffendes Teilchen io­ nisierender Strahlung bildet dabei eine Spur, die nach einer Ätzprozedur mikroskopisch ausgewer­ tet wird. Zur Verbesserung der Nachweisempfind­ lichkeit und der Zuverlässigkeit des Neutronendosi­ meters wurden im Berichtsjahr Versuchsreihen mit PADC­Materialien unterschiedlicher Hersteller und

64

den von ihnen empfohlenen chemischen Ätzpro­ zeduren durchgeführt. Die Auswertung der Mess­ daten ist zurzeit noch nicht abgeschlossen. Zusätz­ lich zeigte das PSI in einer weiteren Versuchsreihe mit den Personen­Neutronendosimetern, dass die beim PSI zum Einsatz kommende Auswerteme­ thode die durch die Radonstrahlung verursachten Spuren effizient und stabil diskriminiert. einen eher qualitativen als quantitativen Charakter

Bei der jährlichen Aeroradiometrieübung (Abbil­

besitzen. In der Radioanalytik wurde eine Master­

dung 28) wurden die Routinemessgebiete um die

arbeit über die Datierung von Sedimentproben

Kernkraftwerke Leibstadt und Beznau, das PSI und

(Abbildung 27) mittels Blei­Isotopen (210Pb­Me­

die Zwischenlager Würenlingen AG sowie die

thode) durchgeführt. Die mit diesem Verfahren er­

Städte Winterthur, Schaffhausen, Baden und

mittelten Sedimentationsraten waren innerhalb

Brugg überflogen und ausgemessen. Die Auswer­

der Messunsicherheit vergleichbar mit denen, die

tung der Daten zeigte keine ungewöhnlichen

auf Basis der Cäsium­Ablagerungen (137Cs) infolge

Werte. Auch wurde im Berichtsjahr ein neuer Aero­

von Ereignissen wie zum Beispiel Bomben­Fallout

radiometriedetektor mit integriertem Spektrome­

bestimmt wurden.

ter und Auswerteprogramm in Betrieb genommen

Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor­

und bei der Aeroradiometrieübung erprobt. Dabei

mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar­

zeigte sich, dass einige damit gemessene Mess­

beitsgruppen WG14 und WG17 der International

werte erheblich von den Erfahrungswerten im Ver­

Organization for Standardization ISO aktiv mit. Die

gleichsgebiet abwichen. Nach Rückfrage stellte der

WG14 hat im Berichtszeitraum den Entwurf der

Gerätehersteller Verbesserungen von Software

ISO 16639 zur internationalen Abstimmung ge­

und Kalibrierung in Aussicht.

stellt, in der die Anforderungen an die Raumluft­

Zur Produktion von Mesonen wird am PSI eine ro­

überwachung von Arbeitsplätzen in Kernanlagen

tierende Scheibe (Target M), die hauptsächlich aus

festgelegt werden. Die WG 17 arbeitet an einer Re­

Kohlenstoff besteht, mit Protonen bestrahlt. Dabei

vision der ISO 7503, einer Norm über die Messung

wird diese Scheibe aktiviert. Die Radioanalytik hat

und Beurteilung von Oberflächenkontaminatio­

im Berichtsjahr erfolgreich 9 Proben aus einer sol­

nen. Die Sektion Messwesen ist in mehreren Ar­

chen Scheibe aufgeschlossen und die Aktivitäts­

beitsgruppen von EURADOS (European Radiation

konzentrationen von Plutonium­239 und ­240,

Dosimetry Group) vertreten, die die Zusammenar­

Uran­234 und Americium­241 ermittelt. In einem

beit auf dem Gebiet der ionisierenden Strahlung

nächsten Schritt sollen die ermittelten Aktivitäts­

im europäischen Raum fördert.

konzentrationen mit Modellrechnungen vergli­

Im Rahmen des Projekts «Anwendung der validierten

chen werden.

ISOCS/LABSOCS­Software für Dichte­, Summations­

Im Jahr 2014 nahm die Sektion Messwesen an Ver­

und Geometrie­Korrekturen in der Gamma­Spektro­

gleichsmessungen im Bereich der Radioanalytik so­

metrie» verglich das PSI die Messresultate aus LAB­

wie Personen­ und Umgebungsdosimetrie auf na­

SOCS­Berechnungen mit den Referenzwerte von

tionaler und internationaler Ebene teil. Bei allen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Vergleichsmessungen liess sich eine gute Überein­

von Verfahren nach dem neuesten Stand der Tech­

stimmung der PSI­Resultate mit den Referenz­

nik für dieses Gebiet gewonnen werden können.

werten feststellen.

Ausblick Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor­

Die Entwicklungs­ und Forschungsarbeit auf dem

Arbeiten an folgenden Projekten geplant:

schung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2015 sind

Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle­

Mitarbeit in internationalen Gremien mit Frage­

are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies

stellungen der Strahlenmesstechnik und Dosi­

gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalibrie­

metrie

rung von Messsystemen. Auch wird ein erheblicher

Erarbeitung und Optimierung von radioche­

Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch immer

mischen und spektrometrischen Verfahren zur

komplexer werdenden Messeinrichtungen und

Bestimmung der Aktivität sowie dem Nachweis

Messaufgaben geleistet.

von Radionukliden

Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision

Fachbegleitung von Studenten

der ISO­Normen tragen zu einer international har­

Wissenschaftliche Begleitung von Aeroradio­

monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess­

metrieübungen

werten bei.

Charakterisierung von Strahlenschutzmessmit­

Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist

teln und Dosimetern und Weiterentwicklung

gewährleistet, dass die Aufsichtsbehörde jederzeit

von Messmethoden und ­techniken inklusive

Probenanalysen durchführen lassen kann. Ein we­

deren Überprüfung bei der Ausrichtung von

sentlicher Gewinn ist die Umsetzung des Stands

und Teilnahme an nationalen und internationa­

der Technik der chemischen Trenn­ und Analyse­

len Vergleichsmessungen

verfahren in der Radioanalytik und die nationale

Ad hoc­Fragestellungen des ENSI nach Abspra­

Zusammenarbeit in diesem Spezialgebiet.

che mit dem Projektleiter

65

Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach­ wuchskräften, die vor allem dank der Attraktivität

Abbildung 28: Der Hubschrauber für die Aerodariometrie­ übung. Quelle: PSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

A Stilllegung, Transporte, Zwischenlagerung, Abfallbehandlung

1.7 Stilllegung und Entsorgung

2012 lancierte die IAEA zwei Forschungsprojekte, die sich mit der Stilllegung von Kernanlagen befas­

Die Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle mit dem

sen: DACCORD (Data Analysis and Collection for

Ziel der Abfallminimierung spielt bereits beim Be­

Costing of Research Reactor Decommissioning)

trieb der Kernanlagen eine wichtige Rolle. Sie wird

und DRiMa (International Project on Decommissio­

in diesem Forschungsbereich ebenso betrachtet

ning Risk Management). Das ENSI beteiligt sich ak­

wie der Transport und die Zwischenlagerung radio­

tiv am Projekt DRiMa und verfolgt über die über­

aktiver Abfälle, aber auch mögliche Risiken im

geordneten Organe der IAEA, in denen das ENSI

Zuge der Stilllegung von Reaktoren. Die Forschung

Einsitz hat, den Arbeitsfortschritt von DACCORD.

zur geologischen Tiefenlagerung dreht sich um die

Gerade durch die Mitarbeit an DRiMa erhofft sich

Eigenschaften der dafür relevanten Gesteine, um

das ENSI eine fundierte Basis für die Beurteilung

die Auslegung und Überwachung eines Tiefenla­

von Stilllegungsprojekten. DRiMa befasst sich mit

gers und um Prozesse, welche die Sicherheit eines

dem Risikomanagement in der Stilllegung – von der

geologischen Tiefenlagers längerfristig beeinträch­

Planung, über die Erstellung des Stilllegungspro­

tigen können. Mit dem Näherrücken der Stillle­

jekts bis hin zur Durchführung der Stilllegung. In

gung von Kernkraftwerken und dem Fortschreiten

dieser Vollständigkeit wurde eine solche Analyse

des Verfahrens zum Sachplan geologische Tiefenla­

noch nicht durchgeführt.

ger gewinnt dieser Bereich laufend an Bedeutung.

In den Projekten tragen die IAEA­Mitgliedsländer ihre Erfahrungen zusammen und erarbeiten daraus

1.7.1 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen

Berichte mit Empfehlungen, die von der IAEA pu­ bliziert werden. Beim Kostenabschätzungsprojekt DACCORD wird zusätzlich das Computerprogramm

Auftragnehmer: IAEA

CERREX (Cost Estimation for Research Reactors in

ENSI­Projektbegleiter: Hannes Hänggi

Excel) angewendet und aufgrund konkreter Daten verbessert. Bei DRiMa kommt die übliche Projekt­

Einleitung

management­Software zum Einsatz.

Die Stilllegung von Kernanlagen hat in jüngster litischer Entwicklungen oder einfach, weil eine An­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

lage ihr Lebensende erreicht hat, befassen sich Be­

Mit den beiden Projekten strebt die IAEA grund­

treiber, Aufsichtsbehörden und internationale

sätzlich einen verstärkten internationalen Wissens­

Organisationen derzeit verstärkt mit der Stillle­

und Erfahrungsaustausch bei Stilllegungspro­

gung von Leistungs­ und Forschungsreaktoren – so

jekten der Mitgliedsländer untereinander an. Dazu

auch die Internationale Atomenergie­Agentur

wurde auch eine Kommunikationsplattform im In­

(IAEA) in Wien.

ternet entwickelt und 2013 in Betrieb genommen.

Zeit stark an Bedeutung gewonnen. Aufgrund po­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Diese Plattform wird laufend weiterentwickelt und

Ausblick

soll 2015 auf Basis einer frei verfügbaren Software

Die Arbeiten in den Projekten werden 2015 mit

(Open­Source) neu gestartet und benutzerfreund­

leichtem Rückstand auf den ursprünglichen Plan

licher werden. Das ENSI hat ebenfalls Zugriff auf

weitergeführt. Folgende Aktivitäten sind vorgese­

diese Plattform und kann sich so über der aktuellen

hen:

Stand der Forschungsprojekte informieren. Nach der Startsitzung für beide Projekte DRiMa und

DACCORD:

DACCORD im Dezember 2012 wurden im Berichts­

Fortgesetzte Anpassung des Computerpro­

jahr die Daten unter den Mitgliedsländern erhoben.

gramms CERREX aufgrund der gesammelten

Dazu wurden jeweils Fragebögen erstellt, die von

Daten der Mitgliedländer.

den Teilnehmern beantwortet werden mussten. An

Anwendung von CERREX für ausgewählte Pro­

je einwöchigen Treffen wurden die Daten zusam­

jekte.

mengetragen, besprochen, in kleineren Arbeits­

Finalisierung und Genehmigung des Abschluss­

gruppen analysiert und weiterentwickelt. Vom Ent­

berichts beim Treffen im vierten Quartal 2015.

wurf des DRiMa­Abschlussberichts wurden bis jetzt

Der Abschluss des Projekts DACCORD ist neu für

4 Kapitel erstellt; der DACCORD­Abschlussbericht

November 2015 vorgesehen.

liegt als Entwurf vor. Beide Projekte sind etwa ein halbes Jahr hinter dem vorgesehenen Zeitplan.

DRiMa: Fortsetzung der Erfahrungssammlung unter den

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

teilnehmenden Ländern.

Die beiden Forschungsprojekte der IAEA haben für

ist ein zusätzliches Treffen im Juni 2015 vorgese­

das ENSI folgende Vorteile:

hen.

Fortsetzung der Arbeit in Arbeitsgruppen; dazu

Weiteres Know­how zur Beurteilung von Kos­

Validierung der gewonnenen Erkenntnisse an

tenstudien und Stilllegungsprojekten.

zwei ausgewählten Anlagen.

Zugang zu Stilllegungsdaten anderer IAEA­Mit­

Erstellung des finalen Entwurfs des Schlussbe­

gliedländer.

richts.

Breites internationales Netzwerk für Informa­

Die Publikation des Schlussberichts des Projekts

tions­ und Erfahrungsaustausch.

DRiMa ist für 2016 vorgesehen.

Zugang zu und Verständnis des Computerpro­ gramms CERREX für die Stilllegungs­ und Ko­ stenplanung. Aufbau von Wissen im Risiko­ und Projektma­ nagement bei Grossprojekten. Das Projekt DACCORD wird wohl bei der nächsten

1.7.2 Entwicklung eines Berechnungswerkzeuges zur unabhängigen Beurteilung der thermischen und mechanischen Dimensionierung von Transport- und Lagerbehältern

Überprüfung der Stilllegungskosten und beim näch­ sten Stilllegungsprojekt eines Forschungsreaktors

Auftragnehmer: Lehrstuhl für Konstruktionslehre

zur Anwendung kommen. Das Risikomanagement­

und CAD, Universität Bayreuth

Projekt DRiMa betrachtet Stilllegungsprojekte ganz­

ENSI­Projektbegleiter: Bernd Roith

heitlich – dementsprechend ist die praktische Be­ deutung von DRiMa für das ENSI noch grösser. So

Einleitung

berücksichtigt DRiMa, dass bei Stilllegungspro­

Zurückkommende hochaktive Abfälle aus den

jekten verschiedene Faktoren zusammenspielen wie

Wiederaufarbeitungsanlagen in La Hague (Frank­

sich ändernde Verhältnisse auf der Baustelle, radio­

reich) und Sellafield (England) sowie abgebrannte

logischer und konventioneller Arbeitsschutz, men­

Brennelemente aus den Schweizer Kernkraftwer­

schliche und organisatorische Faktoren, wirtschaft­

ken werden in sogenannten Transport­ und Lager­

liche Faktoren, Zusammenspiel von internem und

behältern (T/L­Behältern) befördert und zwischen­

externem Personal auf einer Anlage, öffentliche In­

gelagert. Aktuell wurden in der Schweiz bereits

teressen usw. Mit DRiMa möchte das ENSI also das

über 40 Behälter unterschiedlicher Bauarten zwi­

Risiko bei Stilllegungsprojekten grundsätzlich besser

schengelagert, und jedes Jahr kommen neue Be­

abschätzen und beurteilen können.

hälterexemplare dazu. Bevor ein T/L­Behälter ins Zwischenlager gebracht werden darf, muss die generelle Bauart durch das

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

67

Abbildung 29: Vernetzter Tragkorb (siehe feines Netz der finiten Elemente) eines vereinfachten Brenn­ elementbehälter­Mo­ dells. Quelle: Universi­ tät Bayreuth.

68

Abbildung 30: Simulation der Temperaturverteilung in einem Brennele­ mentbehälter. Quelle: Universität Bayreuth.

schrieben sind. Die verschiedenen Anforderungen lassen sich auf die Einhaltung von vier Schutzzielen herunterbrechen: 1. Mechanische Integrität (Einschluss der radioak­ tiven Stoffen auch unter Störfallbedingungen); 2. Wärmeabfuhr; 3. Abschirmung (Begrenzung der radioaktiven Strahlung); 4. Unterkritikalität (Vermeidung einer unkontrol­ lierbaren Kettenreaktion), die die unterschied­ lichen Bauarten erfüllen müssen. Im Rahmen des Forschungsprojekts soll eine unab­ hängige Berechnungsmethode entwickelt werden, um die Sicherheitsmargen beim Schutzziel Wärme­ ENSI für den Transport zugelassen und für die Zwi­

abfuhr bestimmen zu können. Die neue Methode

schenlagerung freigegeben werden. Grundlage

soll dabei einen anderen Ansatz verfolgen als die

für die Akzeptanz des ENSI bezüglich einer Bauart

Berechnungen, die durch die Behälterdesigner und

sind verschiedene gesetzlich vorgeschriebene An­

Eigentümer vorgelegt werden, damit diese unab­

forderungen. Für den Transport auf der Strasse gel­

hängig durch das ENSI beurteilt werden können.

ten die Bedingungen des Europäischen Überein­

Dies ist notwendig, da die Betreiber der Kernanla­

kommens über die internationale Beförderung

gen die maximal mögliche thermische Leistung des

gefährlicher Güter auf der Straße (ADR, von Accord

Inventars der Behälter ausnutzen wollen.

européen relatif au transport international des

Der Lehrstuhl für Konstruktionslehre und CAD der

marchandises Dangereuses par Route). Im Zwi­

Universität Bayreuth entwickelt bereits seit vielen

schenlagerbereich sind die Anforderungen mass­

Jahren spezielle Berechnungsmethoden. Sie beru­

gebend, die in der Richtlinie ENSI­G05 festge­

hen auf computerbasierten (numerischen), so ge­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

nannten Finite­Elemente­Analysen, deren Basis die

fuhr während des Transports (horizontale Behäl­

Zerlegung von Komponenten in Unterelemente ist.

terausrichtung) und im Lager (vertikale Ausrichtung)

Dazu hat der Lehrstuhl eine eigene Softwarelösung

berücksichtigt werden. Das Projekt ist in diesem

mit Namen Z88 konzipiert, die im Rahmen des Pro­

Punkt dem Projektplan voraus. Insgesamt wurden

jekts entsprechend den Bedürfnissen des ENSI wei­

Arbeiten im geplanten Umfang durchgeführt. Die

terentwickelt werden soll.

Entwicklung der Methodik wurde durch die Integra­ tion in die Software beeinflusst, brachte aber gerade

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

bei den Einflussgrössen neue Erkenntnisse, wie den

Das Projekt wurde Anfang April 2014 gestartet, die

beim Übergang zwischen Behälterkörper und Trag­

Projektdauer beträgt 2 Jahre. Im ersten Jahr stand im

korb. Das Prüfmuster mit allen vorgesehenen Eigen­

Mittelpunkt die Entwicklung einer passenden Me­

schaften ist bereits verfügbar.

Einfluss der Konvektion im Inneren des Behälters

thodik, um alle auftretenden Bedingungen zusam­ Problemumsetzung, d.h. die Modellierung, wie die

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Wärme über die Bauteile und Spalten der Behälter an

Die aktuellen Ergebnisse, vor allem die Erkenntnisse

die Aussenwand kommen kann und die computer­

zu den Einflussgrössen bei der Wärmeabfuhr, kön­

technische Umsetzung, d.h. die Integration in das

nen unmittelbar in die Beurteilung von Gesuchen

vorhandene Finite­Elemente­Programm (Abbildung

zur Freigabe von Behälterbauarten einfliessen. Nach

29 und Abbildung 30). Die beiden Faktoren beein­

Abschluss der Arbeiten wird dem ENSI ein Berech­

flussen sich, was zu einem dualen fortschreitenden

nungswerkzeug zur Verfügung stehen, das auf

Arbeitsplan führt. Grundvoraussetzungen sind, die

einem anderen Ansatz beruht als die Nachweise der

verschiedenen Einflussgrössen bezüglich der Wärme­

Gesuchsteller. Damit können die Ergebnisse der Ge­

abfuhr zu kennen und deren Beitrag qualitativ zu be­

suchsteller unabhängig durch das ENSI beurteilt

stimmen. Vor allem im Bereich der Konvektion wur­

werden. Des Weiteren kann das ENSI Abweichungen

den Berechnungen durchgeführt, deren Ergebnisse

bei der laufenden Fertigung der Behälter schnell hin­

im Rahmen von Fachvorträgen präsentiert wurden

sichtlich deren Einfluss auf die nukleare Sicherheit

(siehe unten folgende Literatur). Verschiedene Ergeb­

beurteilen und geeignete Konsequenzen ziehen.

nisse der Untersuchungen haben gezeigt, dass die

Durch die neue Softwarelösung vergrössert das

Entwicklung der Methodik noch eine gewisse Zeit in

ENSI das spezifische Wissen über die T/L­Behälter,

Anspruch nehmen wird. Dagegen konnte das Ver­

die noch Jahrzehnte unter Aufsicht des ENSI verwen­

fahren zur softwaretechnischen Integration der Lö­

det werden. Dies bezieht sich auch auf Alterungs­

sung bereits weit vorangetrieben werden. Hierbei

aspekte und die Ermittlung des Istzustands nach

steht eine einfache Modellierung und schnelle

einer allfälligen verlängerten Zwischenlagerung. Die

Berechnungsmethodik im Vordergrund. So werden

Erkenntnisse können ebenfalls in der Beurteilung

voraussichtliche Spalten nicht vernetzt, sondern

der Transportfähigkeit nach der Zwischenlagerung

über verknüpfte Bedingungen in der Finite­Ele­

berücksichtigt werden, welche nach dem aktuellen

mente­Analyse berücksichtigt. Die direkte Verknüp­

Entsorgungsprogramm erforderlich sein wird.

menzufassen. Die Methodik teilt sich dabei auf in die

fung von Methodik und Implementierung hat neue Möglichkeiten zur Umsetzung aufgezeigt, führte

Ausblick

aber auch zur Erkenntnis, dass der Projektplan an die­

Schwerpunkt der Arbeiten im Jahr 2015 wird die

ser Stelle zu modifizieren war. So musste zum Beispiel

abschliessende Entwicklung der Methodik und de­

eine erst später geplante Schnittstellenumsetzung

ren Integration in die Berechnungssoftware sein.

für die Bereitstellung von Modelldaten in der Soft­

Parallel dazu werden die ersten Experimente mit

ware bereits jetzt realisiert werden.

dem Verifikationsmodel durchgeführt werden. Die

Um die Berechnungsmethodik zu verifizieren, wurde

damit erzielten Erkenntnisse sollen anschliessend

begonnen, einen Versuchsstand aufzubauen. Dieser

in die Weiterentwicklung und Verifikation der Be­

soll die realen Bedingungen in einem T/L­Behälter

rechnungsmethode einfliessen.

abbilden und eine Variation verschiedener Parameter ermöglichen. Der Versuchsaufbau wurde in kom­ pletter Eigenregie am Lehrstuhl entwickelt und auf­ gebaut. Die Variationsmöglichkeiten decken alle realen Fälle ab. So kann das Verhalten der Wärmeab­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

69

Zitierte Literatur

Die TVA gilt primär aus Sicht des Gewässer­ und Bo­

C. Dinkel, B. Roith, M. Frisch, F. Rieg: Berechnung

denschutzes für das Vermindern und Behandeln

von Transport­ und Lagerbehältern für Brennele­

von (nicht­radioaktiven) Abfällen sowie das Errich­

mente – Herausforderungen bei thermischen

ten und Betreiben von Abfallanlagen. Juristische

und thermo­mechanischen Simulationen, 3D­

und fachliche Abklärungen im Rahmen der vorlie­

Konstrukteurstag, Bayreuth, 2014.

genden Arbeiten sind zum Schluss gekommen, dass

C. Dinkel, M. Frisch, B. Roith, F. Rieg: Examina­

radioaktive Abfälle nicht in den Geltungsbereich

tion of heat transfer mechanisms in nuclear fuel

der Umweltschutzgesetzgebung fallen. Somit gilt

casks by using CFD­simulation, NAFEMS Best

die TVA in Hinblick auf die Bewirtschaftung von ra­

Practice for Thermal Analyses and Heat Transfer,

dioaktiven Abfällen auch nicht als konkretisierende

Wiesbaden, 2014.

Verordnung. Allerdings hält das BAFU in seiner Stel­ lungnahme fest, dass es durchaus sinnvoll wäre zu

1.7.3 Abfallbewirtschaftung im Vergleich

prüfen, inwiefern die der TVA zu Grunde liegenden Begründungen und Prinzipien für die Behandlung

70

ENSI­Projektbegleiter: Markus Hugi

von brennbaren Abfällen auch für die Behandlung von radioaktiven Abfällen sinnvoll wären.

Einleitung Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive Abfälle»

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

der Arbeitsgruppe des Bundes für die nukleare Ent­

Mit dem Projekt wurde ein Vergleich der Regelun­

sorgung (AGNEB). Das Eidgenössische Nuklearsicher­

gen im Umweltschutzgesetz und in der Gesetzge­

heitsinspektorat (ENSI) hat dieses Projekt gemeinsam

bung zur Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle an­

mit dem Bundesamt für Umwelt (BAFU) und dem

gestrebt. In der Umweltschutzgesetzgebung wird

Bundesamt für Gesundheit (BAG) bearbeitet – unter

(sofern das Material nicht verwertbar oder ver­

Berücksichtigung von fachlichen Beiträgen der Kom­

brennbar ist) von einer oberflächennahen Deponie­

mission für nukleare Sicherheit (KNS). Nach Bedarf

rung von grossen Abfallmengen im Umfang von

wurden die Abfallverursacher und die Nationale Ge­

mehreren Millionen Tonnen pro Jahr ausgegangen,

nossenschaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle

während radioaktive Abfälle in vergleichsweise ge­

(Nagra) als Experten beigezogen.

ringen Mengen von durchschnittlich wenigen tau­

Ziel der Arbeiten im Rahmen des Projekts «Abfallbe­

send Tonnen pro Jahr nach den gesetzlichen Grund­

wirtschaftung im Vergleich» ist eine systematische

lagen (Kernenergieverordnung) nur nach im Einzel­

und vergleichende Analyse der heutigen Praxis im

nen genehmigten Verfahren und nur mit einer de­

Umgang mit radioaktiven und nicht­radioaktiven Ab­

taillierten, gebindebezogenen Dokumentation in

fällen, insbesondere der Vergleich der Gesetzgebung

das zukünftige geologische Tiefenlager eingelagert

für radioaktive und nicht­radioaktive Abfälle auf der

werden. Zur Erreichung der jeweiligen Schutzziele

Basis grundlegender Prinzipien der Abfallbewirt­

für die heutige und die zukünftige Bevölkerung er­

schaftung.

geben sich wegen der grundlegend unterschiedli­

Das Projekt beinhaltet eine Bestandsaufnahme zur

chen Konzepte im direkten Vergleich unterschiedli­

aktuellen Bewirtschaftung der radioaktiven und

che Anforderungen an die entsprechenden Abfälle.

nicht­radioaktiven Abfälle sowie strategische und

Die Projektergebnisse liefern nach aktuellem Stand

technisch­wissenschaftliche Überlegungen zur Be­

von Wissenschaft und Technik gezielte Optimie­

wirtschaftung der radioaktiven Abfälle, insbesondere

rungsmöglichkeiten für die Behandlung spezifischer

Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich» ist

zur Abfallminimierung, zum Umgang mit organika­

Abfallströme aus kerntechnischen Anwendungen –

haltigen radioaktiven Abfällen und zur Verbringung

wie beispielsweise für organische oder metallische

metallischer Werkstoffe in geologische Tiefenlager.

Abfälle.

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Organische Abfälle

Im Berichtjahr wurden erweiterte Abklärungen zur

sind die Abfallverursacher bestrebt, diejenigen Ab­

Anwendbarkeit der Technischen Verordnung vom

fälle, die entweder direkt oder nach Vorbehandlung

10. Dezember 1990 über Abfälle (TVA) durchge­

die spezifischen Annahmebedingungen erfüllen, in

führt sowie die Bereinigung und Finalisierung des

der Plasma­Anlage des ZWILAG zu mineralisieren.

Projektberichts vorgenommen.

Im Hinblick auf die zentralen Fragestellungen des

In Bezug auf organikahaltige radioaktive Abfälle

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Projekts sind damit lediglich konditionierte Ionenaus­

Der Einschmelzprozess entspricht weltweit einem

tauscherharze (IAH) und konditionierte Konzentrate

seit vielen Jahren im nuklearen Bereich und im in­

aus dem Betrieb der bestehenden Kernkraftwerke als

dustriellen Massstab erprobten Behandlungsver­

massgebende Abfallströme zu beurteilen. Diese kön­

fahren für radioaktive metallische Reststoffe. Akti­

nen unter gewissen Bedingungen nach der Aufsätti­

vierte Nichteisenmetalle können durch das Schmelz­

gung des verschlossenen Tiefenlagers durch mikrobi­

verfahren von einem Grossteil der enthaltenen Ra­

ellen Abbau zur Produktion von Gasen beitragen,

dioaktivität befreit und freigemessen werden, wäh­

durch komplexierende Abbauprodukte die Mobilität

rend bei den grossen Mengen an aktivierten Eisen­

der Radionuklide erhöhen und unter Umständen zu

metallen eine Abtrennung der radioaktiven Eisen­,

einer beschleunigten Degradation der Zementbarrie­

Kobalt­ und Nickelisotope schmelzmetallurgisch

ren im Nahfeld des geologischen Tiefenlagers führen.

nicht möglich ist. Das Umschmelzen führt jedoch zu

Allerdings ist die Gasproduktion der organischen Ma­

einem günstigen Oberflächen/Massen­Verhältnis

terialien im Vergleich zur Gasproduktion der metalli­

und damit zu einer geringeren Gasproduktionsrate

schen Abfallkomponenten inklusive metallischen Ein­

für die metallischen Abfälle.

bauten im geologischen Tiefenlager von untergeord­

Untersuchungen zeigen, dass es in der Schweiz zwar

neter Bedeutung.

geeignete, aber nur sehr kleine metallhaltige und si­

Als technische Massnahmen zur Reduktion der IAH­

gnifikant gasproduzierende Abfallströme gibt, wel­

Mengen stehen in den KKW ein optimaler Reaktor­

che die Annahmebedingungen von europäischen

betrieb (d.h. dichter Brennstoff) und der Einsatz von

Schmelzanlagen erfüllen würden und dort – unter

adäquaten (korrosionsresistenten) Werkstoffen im

Einhaltung der nationalen und internationalen

Vordergrund. Im Rahmen des vorliegenden Projekts

rechtlichen Randbedingungen – endlagergerecht

wurden die weltweit existierenden und angewen­

konditioniert werden könnten. Deshalb wird die

deten Verfahren zur Mineralisierung organischer

Möglichkeit einer schweizerischen Gemeinschafts­

Stoffe in radioaktiven Abfällen evaluiert, der aktu­

anlage durch die Entsorgungspflichtigen geprüft.

elle Stand von Wissenschaft und Technik dokumen­

Metallische Rohabfälle sind für das Prinzip der Ab­

tiert und die Behandlungsmöglichkeiten für IAH aus

fallvermeidung durch Freimessung besonders gut

schweizerischen KKW untersucht. Gestützt auf die

geeignet, da der freimessbare Anteil durch ver­

Besuche von bestehenden Anlagen und Fachge­

schiedene (Vor­) Behandlungsverfahren deutlich er­

spräche mit Entwicklern von thermischen Behand­

höht werden kann. Kontaminierte Metalle können

lungsverfahren kommen die Entsorgungspflichtigen

zum Beispiel durch Dekontamination mit mechani­

zum Schluss, dass das Plasma­Verfahren technisch

schen und/oder chemischen Verfahren von der an­

zwar geeignet wäre, die stark kontaminierten IAH

haftenden Radioaktivität befreit werden.

zu behandeln, die Auslegung des ZWILAG deren Be­

Bei den zu erwartenden grossen Mengen eisenhal­

handlung aus Strahlenschutz­ und wartungstechni­

tiger Stilllegungsabfälle lässt eine konsequente

scher Sicht jedoch nicht zulässt. Das Verbrennungs­

Ausnutzung der gesetzlich zulässigen Zeitperiode

verfahren ist zwar am besten erforscht, aber für die

für die Abklinglagerung eine gegenüber der bishe­

hoch mit Aktivität beladenen Harze ungeeignet. Im

rigen Planung deutlich grössere Menge freimessba­

Ergebnis stellt damit die endotherme, anaerobe Py­

ren Materials erwarten. Dadurch kann im Idealfall

rolyse grundsätzlich eine geeignete Methode dar,

die Erhöhung der Materialmenge, die sich aus der

71

um höher radioaktive organische Materialien zu mi­ neralisieren. Abbildung 31:

Metallische Abfälle Bei den metallischen schwach­ und mittelaktiven Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um Still­ legungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kernkraft­ werken und Grossforschungsanlagen (PSI, CERN). Sie tragen im überwiegenden Mass zur Gasbildung im geologischen (SMA­)Tiefenlager bei, wobei für die Gasbildung anteilmässig der eigentliche radio­ aktive Rohabfall massgebend ist und die Metall­ komponenten der Lagercontainer und Abfallge­ binde weniger ins Gewicht fallen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

«Supercontainer» für die geologische Tiefenlagerung von verglasten Spaltpro­ duktlösungen aus der Wiederaufarbeitung; Quelle: ONDRAF/NIRAS 2011.

in Vorbereitung befindlichen Anpassung der Strah­

triebs (inklusive des Verschlusses) eines geologi­

lenschutzverordnung mit revidierten Freimessgren­

schen Tiefenlagers Alternativen im Hinblick auf die

zen ergibt, kompensiert werden.

Optimierung der Betriebs­ und Langzeitsicherheit abzuwägen sind.

72

Hochaktive Abfälle

Die Projektempfehlungen stehen deshalb im Ein­

Bei den hochaktiven Abfällen (HAA – verbrauchte

klang mit der Verfügung des Bundesrates (SBR

Brennelemente und verglaste Spaltproduktlösun­

2013) zum Entsorgungsprogramm 2008 der Ent­

gen aus der Wiederaufarbeitung) stammt nahezu

sorgungspflichtigen. Empfohlen wird eine Weiter­

die gesamte Menge der produzierten Korrosions­

führung der Arbeiten der Entsorgungspflichtigen

gase von den Lagerbehältern aus (Kohlenstoff­)

im Hinblick auf

Stahl. Deren Vorteile liegen in der einfachen Her­

eine vertiefte Auswertung und sicherheitstech­

stellung und dem Verschluss, der mechanischen

nische Beurteilung von heute verfügbaren tech­

Stabilität und der einfachen Handhabung (insbe­

nischen Verfahren zur Vermeidung bzw. Reduk­

sondere Rückholbarkeit). Zudem führt die anaerobe

tion von (gasbildenden) organischen Stoffen

Korrosion der Behälter zu stark reduzierenden geo­

und metallischen Materialien in schwach­ und

chemischen Bedingungen im HAA­Nahfeld. Diese

mittelaktiven Abfällen;

wirken sich günstig auf die Korrosionsbeständigkeit

eine vertiefte Auswertung und sicherheitstechni­

der Abfallmatrix (Uranoxid bzw. Glas) und die Rück­

sche Beurteilung in Bezug auf die Verwendung

haltung von Redox­sensitiven Radionukliden im

von alternativen Materialien bei der Herstellung

Barrierenmaterial des HAA­Nahfeldes aus.

von Lagerbehältern für verbrauchte Brennele­

Als Massnahme zur Reduktion der produzierten Gasmenge im HAA­Lager steht die Verwendung al­

mente und verglaste hochaktive Abfälle. Die Ergebnisse der entsprechend zu planenden

ternativer Behältermaterialien wie Kupferumman­

Untersuchungen sind im Entsorgungsprogramm

telung oder keramische Werkstoffe im Vorder­

2016 durch die Entsorgungspflichtigen zu doku­

grund. Als anderes Beispiel werden im belgischen

mentieren.

Lagerkonzept sogenannte «Supercontainer» auf Zementbasis (ONDRAF/NIRAS 2011 – vgl. Abbil­

Ausblick

dung 31) als Behälter für verglaste hochaktive Ab­

Die fachlichen Arbeiten in Hinblick auf die sicher­

fälle in Betracht gezogen. Damit kann die Stahl­

heitstechnischen Fragestellungen des Projekts sind

menge und dadurch die Menge produzierter Korro­

abgeschlossen und die Ergebnisse der Untersu­

sionsgase substanziell reduziert werden. Die Entsor­

chungen im Projektbericht dokumentiert. Die Ver­

gungspflichtigen haben entsprechende Abklärun­

öffentlichung des Berichts ist in der ersten Jahres­

gen veranlasst.

hälfte 2015 in Verbindung mit einem Fachseminar zum Thema «Behandlung radioaktiver Abfälle in

Schlussfolgerungen und Projektempfehlungen

der Schweiz: Status und Trends» vorgesehen.

Auf der Grundlage des erbrachten Entsorgungs­ nachweises und der Überprüfung der Endlagerfä­

Literatur

higkeit ist die geologische Tiefenlagerung der radio­

ONDRAF/NIRAS (2011): Waste plan for the long­

aktiven Abfälle aller zu betrachtenden Kategorien

term management of conditioned high­level and/

(d.h. kurzlebige schwach­ und mittelaktive Abfälle,

or long­lived radioactive waste and overview of

langlebige mittelaktive Abfälle und hochaktive Ab­

related issues, NIROND 2011­02, September 2011

fälle bzw. verbrauchte Brennelemente) als grund­

SBR (2013): Verfügung zum Entsorgungspro­

sätzlich machbar und im Hinblick auf den Betrieb

gramm 2008 der Entsorgungspflichtigen sowie

und den Nachbetrieb des Lagers als für Mensch

zum Bericht zum Umgang mit den Empfehlungen

und Umwelt sicher zu beurteilen. Zusätzliche Mass­

in den Gutachten und Stellungnahmen zum Ent­

nahmen in Bezug auf eine alternative Behandlung

sorgungsnachweis vom Oktober 2008, Schweize­

spezifischer Abfälle sind daher im Prinzip nicht not­

rischer Bundesrat, Bern, 28. August 2013.

wendig. Die gesetzlich geforderte Überprüfung von beste­ henden Erfahrungen und des Stands von Wissen­ schaft und Technik sowie das behördliche Optimie­ rungsgebot verlangen jedoch, dass bei Entscheiden im Rahmen der Projektierung, des Baus und Be­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

B Geologische Tiefenlagerung 1.7.4 Experimente im Felslabor Mont Terri

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieur­

Der Schwerpunkt der ENSI­Forschungsarbeiten lag

geologie der ETH Zürich

2014 beim HM­Experiment (Untersuchung hydrau­

ENSI­Projektbegleiter: Erik Frank

lisch­mechanisch gekoppelter Prozesse), welches

Bericht der Forscher in Anhang A

im Rahmen einer Dissertationsarbeit der ETH Zürich

(HM­Experiment)

durchgeführt wird. Im Vordergrund stehen felsme­ chanische Untersuchungen im Felslabor Mont Terri

Einleitung

und Labortests an der ETH Zürich und der techni­

Für das schweizerische Entsorgungsprogramm hat

schen Universität Turin (Italien), mit welchen das

das Felslabor Mont Terri eine grosse Bedeutung, da

hydraulisch­mechanische Verhalten und die für die

es wichtige Grundlagen für die Beurteilung der

Modellierung erforderlichen felsmechanischen

bautechnischen Machbarkeit und der Sicherheit

Kennwerte des Opalinustons ermittelt werden.

eines geologischen Tiefenlagers im Opalinuston lie­

Der Ausbruch eines Hohlraumes ruft Spannungs­

fert. Die Experimente im Felslabor Mont Terri

umlagerungen hervor, die Folge davon sind Defor­

ermöglichen wichtige Erkenntnisse zur Gesteinsbe­

mationen und Änderungen des Porenwasserdrucks

schaffenheit, zur Felsmechanik, zur Hydrogeologie

im Opalinuston. Es entsteht die sogenannte Auflo­

und Geochemie sowie zum Einschlussvermögen ei­

ckerungszone oder EDZ (Excavation Disturbed

nes tonreichen Wirtgesteins. Am Forschungsprojekt

Zone) in unmittelbarer Umgebung des Hohlrau­

beteiligen sich heute 15 Organisationen aus 8 Län­

mes. Zielsetzung des HM­Experimentes ist einer­

dern (Schweiz, Frankreich, Deutschland, Spanien,

seits, diese Vorgänge und die damit verbundenen

Belgien, Japan, Kanada und USA). Das ENSI betei­

gekoppelten hydraulisch­mechanischen Prozesse

ligt sich seit 2003 am Mont­Terri­Projekt mit eige­

besser zu verstehen. Andererseits sollen anhand

nen Arbeiten im Rahmen der regulatorischen For­

felsmechanischer Labormessungen Materialkenn­

schung. Zur Abwicklung der Forschungsarbeiten

werte für ein konstitutives Stoffgesetz für den Opa­

hat es mit der Ingenieurgeologie der ETH Zürich ei­

linuston erarbeitet und für die felsmechanische

nen mehrjährigen Forschungsvertrag abgeschlos­

Modellierung (FLAC3D, Itasca 2009) verfügbar ge­

sen. Der gegenwärtige Forschungsschwerpunkt

macht werden.

liegt auf der Charakterisierung der felsmechani­

In der Berichtsperiode wurden folgende drei Ar­

schen Eigenschaften des Wirtgesteins Opalinuston.

beitspakete durchgeführt: 1. Überbohr­Experiment zur Untersuchung der zeitlichen Entwicklung der Auflockerungszone um das Bohrloch herum. Die Bohrung fungiert dabei analog zu einem mechanisch vorgetrie­ benen Lagerstollen mit infolge der Spannungs­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

umlagerungen erzeugter Auflockerungszone.

renwasserdruck kontinuierlich gemessen. Dar­

Zu diesem Zweck wurden drei Kernbohrungen

aus lassen sich Rückschlüsse über gekoppelte

abgeteuft. Die durch den Bohrvorgang er­

74

hydro­mechanische Prozessvorgänge ableiten.

zeugte Auflockerungszone um das Bohrloch

Die wichtigsten Ergebnisse dieser drei Arbeitspa­

wurde dann zu unterschiedlichen Zeiten mit ei­

kete können wie folgt zusammengefasst werden:

nem fluoreszierenden Kunstharz imprägniert

Mit dem Überbohr­Experiment konnte die zeit­

und anschliessend mit einer grosskalibrigen

liche Entwicklung der EDZ um das Pilotbohrloch

Kernbohrung überbohrt. Die dabei gewonnen

erfasst werden. Die Untersuchungen zeigten,

Kernproben wurden dann makroskopisch unter

dass 12 Stunden nach dem Bohrvorgang die da­

UV­Licht und mikroskopisch anhand von Dünn­

bei induzierte EDZ durch Scherklüfte parallel zur

schliffen unter dem Mikroskop untersucht und

Schichtung dominiert wird. Durch den Scherpro­

die Ausbildung der EDZ­Kluftnetzwerke analy­

zess entstanden von der Scherfläche abzwei­

siert.

gende weitere Strukturen («wing­cracks, horse­

2. Durchführung numerischer hydraulisch­mecha­

tail splays, second order shears»), die in sich ein

nischer Rechensimulationen mit FLAC3D zur

komplexes Kluftnetzwerk bilden und bis zu ei­

Untersuchung des Einflusses der beim Aus­

nem Viertel des Durchmessers der Pilotbohrung

bruch erzeugten Spannungsumlagerungen im

ins umgebende Gestein hinein verfolgt werden

Gebirge auf die Porenwasserdrücke im Opali­

können (Abbildung 32). Über längere Zeiträume

nuston. Zum Vergleich wurden Porenwasser­

(Monate bis 3,5 Jahre) wurde hingegen die Ent­

druck­Daten aus verschiedenen Felslabors in

wicklung neuer tangentialer EDZ­Scherflächen

Tongesteinen (HADES in Belgien, Bure in Frank­

festgestellt, die zur Ablösung kleiner Gesteinspa­

reich, Mont Terri) herangezogen und analysiert.

kete («slabs») und zum Einknicken der Schichten

3. Durchführung einer Serie von Triaxialtests (kon­

(«buckling») führten. Diese Bildungen waren

trollierte mechanische Deformation) an bezüg­

verbunden mit dem Auftreten von Extensions­

lich Wassersättigung sorgfältig konditionieren

klüften senkrecht zur Schichtung und hatten

Bohrkernproben. Während des felsmechani­

eine Ausdehnung von mehr als einem Durch­

schen Testablaufes wurden Änderungen im Po­

messer der Pilotbohrung (Abbildung 33).

Abbildung 32: a) Makroskopische Ansicht einer kurzfristig (innert Stunden) entwickelten EDZ um das Bohrloch herum. Die schwarzen Umrisse in Bild a) zeigen die Lage der beiden Dünnschliffe b) und c) mit dem Abbild der erfassten EDZ­Kluftnetzwerke. S0 = Schichtung. Quelle: K.M. Wild, ETH Zürich 2014.

Abbildung 33: Abbild von EDZ­Strukturen, die sich über längere Zeiträume (Monate bis Jahre) um das Bohrloch herum entwickelt haben. Bild a) zeigt die EDZ­Strukturen um das Bohrloch BHG­B11 und Bild b) die EDZ­Strukturen um das Bohrloch BSE­3. S0 = Schichtung, F1 ­ F3 = EDZ­Scher­ und Extensionsklüfte. Quelle: K.M. Wild, ETH Zürich 2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 34: Blick in die Nische des Cyclic Deformation­ Experiments (CD). Quelle: ENSI, A.­K. Leuz.

75

Eine Analyse der Spannungsverhältnisse und des

wasserdruckes ermittelt werden (undrainierte

Verlaufs der Porenwasserdrücke lässt vermuten,

Steifigkeit, poroelastische Parameter, undrai­

dass der Abbau der durch den Bohrvorgang er­

nierte und drainierte Festigkeit, Porendruckent­

zeugten Porenwasser­Überdrücke für die lang­

wicklung). Die Ergebnisse sind massgebend für

fristige Ausbreitung der EDZ­Klüfte verantwort­

das Verständnis des felsmechanischen Verhaltens

lich ist.

und der Eigenschaften des Opalinustons und

Mit Hilfe von dreidimensionalen numerischen H­

fliessen in die Modellierarbeiten (FLAC3D) ein.

M­Modellierungen (hydraulisch­mechanische

Neben dem HM­Experiment beteiligte sich das ENSI

Berechnungen mit FLAC3D) wurden die zeitliche

an drei weiteren Experimenten, die unter anderem

und räumliche Entwicklung der durch den Bohr­

in Zusammenarbeit mit der Swisstopo durchgeführt

vortrieb induzierten Spannungsumlagerungen

werden. Das Cyclic Deformation­Experiment (CD,

um den Hohlraum und die Änderungen der Po­

siehe Abbildung 34), das Mitte 2014 erfolgreich ab­

renwasserdrücke untersucht. Die Simulationen

geschlossen wurde, untersuchte über mehrere Jahre

wurden dann mit Beobachtungen und Resulta­

hinweg das zyklische Deformationsverhalten der

ten aus verschiedenen Felslabors unterschiedli­

Tunnelwand in Abhängigkeit des Klimas (Jahres­

cher Tongesteinsformationen (HADES in Belgien,

schwankungen der Temperatur und der Luftfeuch­

Bure in Frankreich und Mont Terri) verglichen.

tigkeit). Das Experiment lieferte wichtige Informati­

Der Vergleich zeigte, dass für die Reaktion des

onen zu Prozessen wie Entsättigung/Aufsättigung,

Porenwasserdruckes auf den Ausbruchvorgang

Quellung, Konsolidierung und Selbstabdichtung

im Nahbereich sehr geringdurchlässiger Tonge­

des Opalinustons. Mittels H­M­T­Modellierungen

steine grundsätzlich zwei verschiedene Erklärun­

werden gegenwärtig diese Prozesse analysiert und

gen möglich sind: rein elastisches Verhalten des

ein Schlussbericht vorbereitet. Mit dem Evaporation

Gebirges oder inelastisches Verhalten verbunden

Logging­Experiment (FM­D) wird ferner eine neue

mit Dilatanz. Im Fernfeld, also ausserhalb der

Methode der Durchlässigkeitsbestimmung in Boh­

EDZ, sind hingegen Änderungen der Porenwas­

rungen entwickelt und getestet. Das Monitoring­Ex­

serdrücke einzig mit einem linearen poroelasti­

periment (MO) schliesslich dient der Vorbereitung

schen Modell unter Berücksichtigung der Aniso­

und dem Testen von Monitoring­Techniken, mit

tropie des Materials erklärbar.

welchem gegenwärtig die Langzeitbeständigkeit

Mit einer Serie von 5 Triaxialtest­Sequenzen an

von Glasfaser­Kabeln und Sensoren unter in­situ

wassergesättigten Kernproben konnten die Ge­

Bedingungen im Opalinuston untersucht wird.

steinsfestigkeiten und Verformungseigenschaf­ ten des Opalinustons unter Kontrolle des Poren­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

nischen Überprüfung der Standortvorschläge von

Das Mont Terri­Forschungsprojekt verschafft

verfahrens zurückgreifen wird.

HAA­ und SMA­Lagern im Rahmen des Sachplan­

dem ENSI wichtige Grundlagendaten, die für die Beurteilung der Sicherheit und bautechnischen

1.7.5 OECD-NEA Clay Club

Machbarkeit eines geologischen Tiefenlagers im Opalinuston von grosser Bedeutung sind. Das HM­

Auftragnehmer: OECD­NEA

Experiment liefert Ergebnisse, mit welchen das me­

ENSI­Projektbegleiter: Bastian Graupner

chanische Gebirgsverhalten und die Mechanismen

76

der Verformungen (EDZ) während des Bohrvortrie­

Einleitung

bes aufgezeigt werden. Das Verständnis über die

Auf internationaler Ebene befasst sich die Nuclear

durch den Tunnelbau induzierten Spannungsumla­

Energy Agency (NEA) der OECD mit Fragen zur

gerungen um den Hohlraum sowie deren Einfluss­

Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im «Radioactive

faktoren sind für die sicherheitstechnische Beurtei­

Waste Management Committee» (RWMC) sind

lung zuküftiger geologischer Tiefenlagerprojekte

über 20 Länder vertreten, wo unter anderem gene­

im Opalinuston von grosser Bedeutung. Mit dem

relle Strategiefragen zur Entsorgung der radioakti­

Rechensimulator FLAC3D verfügt das ENSI zusam­

ven Abfälle behandelt werden. Deren technische

men mit der Ingenieurgeologie ETH­Zürich über ein

Arbeitsgruppe «Integration Group for the Safety

Werkzeug, welches auch bei der Aufsichtstätigkeit

Case» (IGSC) beschäftigt sich mit sicherheitstech­

eingesetzt werden kann.

nischen Aspekten der geologischen Tiefenlage­

Die Ergebnisse des CD­Experimentes zeigen das zy­

rung, diskutiert Detailfragen zu technischen und

klische Deformationsverhalten der Stollenwand in

natürlichen Barrieren sowie Methoden für den Si­

Abhängigkeit des Stollenklimas und geben

cherheitsnachweis und verfolgt allgemein den

Einblick in die damit verknüpften Prozesse (Aufsät­

Stand von Wissenschaft und Technik auf diesem

tigungs­ und Entsättigungsvorgänge, Quellpro­

Gebiet. Eine Untergruppe der IGSC ist die «Wor­

zesse). Mit dem FM­D­Experiment werden Grund­

king Group on Measurements and Physical Under­

lagen zur Messung lokaler Gesteinsdurchlässig­

standing of Water Flow through Argillaceous Me­

keiten geschaffen, die für die Interpretation hy­

dia», kurz «Clay Club» genannt. Das ENSI nimmt

draulischer Bohrlochmessungen wichtig sind. Mit

an beiden internationalen Arbeitsgruppen teil, in

dem MO­Experiment evaluiert und testet das ENSI

denen Aufsichtsbehörden, Endlagerprojektanten

geeignete Monitoring­Techniken, die für die künf­

und Forschungsinstitutionen aus 17 (IGSC) bzw. 9

tige Überwachung geologischer Tiefenlager

Ländern (Clay Club) vertreten sind.

anhand des im KEG geforderten Pilotlagers erfor­

Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand

derlich sind.

der Tongesteinsforschung zu verfolgen, sowie den

Die Forschungsarbeiten stellen zudem den Erhalt

Kenntnisstand der sicherheitsrelevanten Prozesse

und die Förderung der Fachkompetenz beim ENSI

und Parameter von Tongesteinen zu erfassen und

und bei seinen Experten sicher. Dabei profitieren

zu diskutieren. So sollen Lücken erkannt werden,

alle Beteiligten vom Austausch unter den Experten

um sie mit gemeinsamen Projekten (Workshops,

aus verschiedenen Ländern.

Expertenberichte, Literaturstudien) zu schliessen. Der Clay Club dient ferner als Plattform zur gegen­

Ausblick

seitigen Information über den Stand der Endlager­

Die wichtigsten Ergebnisse des HM­Experimentes

projekte und der Forschungseinrichtungen wie

wurden an Tagungen und in internationalen Fach­

Felslabors in den verschiedenen Ländern.

zeitschriften publiziert. Weitere Fachbeiträge sind den 2016 in Form einer ETH­Dissertationsarbeit

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

(Dissertation von Frau Katrin Wild) dokumentiert

Die Arbeiten des Clay Clubs konzentrierten sich im

und publiziert werden. Mit diesen Arbeiten und

Berichtsjahr 2014 erneut auf das Projekt mit dem

eingereicht. Die gesamten Schlussergebnisse wer­

systematischen Untersuchungen der felsmechani­

Titel «Argillaceous Media Database Compilation».

schen Eigenschaften und Materialkennwerte des

Bis Ende 2015 sollen die Arbeiten dazu abgeschlos­

Opalinustons werden wichtige Grundlagen ge­

sen werden. Das Projekt beschäftigt sich mit den für

schaffen, auf die das ENSI bei der sicherheitstech­

die Sicherheitsbeurteilung von geologischen Tiefen­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

lagern in Tongesteinen massgebenden geologi­

senschaft zu fördern und zu verstärken, soll im Juli

schen, hydrogeologischen, mineralogischen, geo­

2015 eine gemeinsame Konferenz mit der Clay Mi­

physikalischen, geochemischen und felsmecha­

neral Society (CMS) durchgeführt werden. Der Clay

nischen Datensätzen. Diese werden in einem Be­

Club wird dabei eine Sitzung mit dem Titel «Von mi­

richt zusammengestellt und auf den neuesten

kroskopischen Eigenschaften zu Transporteigen­

Stand gebracht. Berücksichtigt werden dabei nur

schaften in Tonen» koordinieren. Zu dieser sollen

diejenigen Tongesteinsformationen, die heute als

Referenten zu Themen wie «Porenstruktur und

Wirtgesteine für geologische Tiefenlager vorgese­

­verbindung», «Mobilität von Gasen, Wasser und

hen sind und mit den aktuellsten Methoden und

Ionen in dichten Gesteinsformationen» und «Aufs­

Analysetechniken umfassend charakterisiert wur­

kalierung und Implementierung bei Modellansät­

den. Es sind dies der Callovo­Oxfordian­Ton (Frank­

zen» eingeladen werden. Das nächste Treffen des

reich), der Boom­Clay und der Ypresian­Clay (Bel­

Clay Clubs wird vom 24.–25.09.2015 in Almeria

gien), der Queenstone Shale und die Georgian

stattfinden.

Bay Formation (Kanada) sowie der Opalinuston (Schweiz). Einbezogen werden auch alle Tonge­ steinsformationen, in denen Felslabors errichtet wurden und wo ein umfassendes Datenmaterial

1.7.6 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal

zum Vergleich zur Verfügung steht (Felslaborato­ rien HADES in Belgien, Bure und Tournemire in

ENSI­Projektbegleiterin: Ann­Kathrin Leuz

Frankreich und Mont Terri in der Schweiz). Ein spe­ zielles Kapitel wird den Stellenwert der Geologie

Einleitung

und der sicherheitsrelevanten Eigenschaften der

Innerhalb des 7. Rahmenprogramms der EU wurde

Tongesteine für den Langzeiteinschluss und den

das Projekt SITEX im Februar 2012 gestartet. Das

Sicherheitsnachweis darlegen. Das Projekt wird von

Projekt hat das Ziel, eine Plattform für die Auf­

der Nuclear Waste Management Organisation

sichtsbehörden und ihre Experten für geologische

NWMO, Kanada, koordiniert. Beim Clay­Club­Tref­

Tiefenlager aufzubauen. Innerhalb dieser Platt­

fen in Bure (30.09.–02.10.2014) wurde der aktu­

form soll der regulatorische Bedarf für jede Phase

elle Stand der Arbeiten präsentiert.

der Realisierung eines geologischen Tiefenlagers

Ein wichtiges Element des Treffens war die The­

diskutiert und evaluiert werden. Ein weiterer

mensitzung zu Diffusionsprozessen in Tongestei­

Schwerpunkt des Projekts ist, zu klären, welche

nen. Hierzu wurde der aktuelle Stand der For­

Schwerpunkte für die regulatorische Sicherheits­

schung in den Ländern USA, Belgien, Kanada,

forschung und technische Expertise für zukünftige

Frankreich, Japan und Schweiz vorgestellt.

Realisierungsschritte eines geologischen Tiefenla­ gers gesetzt werden sollen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

An dem Projekt nehmen neben dem ENSI die belgi­

Der Clay Club der OECD­NEA ist eine wichtige in­

schwedische Aufsichtsbehörde teil. Zusätzlich sind

ternationale Plattform für die Tongesteinsfor­

auch technische Forschungs­ und Beratungsorgani­

schung, in der Vertreter der Aufsichtsbehörden,

sationen (Technical and Scientific Support Organisa­

der Hochschulen, der Industrie und der Endlager­

tions TSO), die die Aufsichtsbehörden unterstützen,

projektanten ihr Wissen einbringen und austau­

aus Belgien, Deutschland, Frankreich, Litauen, Nie­

schen. Die Mitwirkung des ENSI im Clay Club lie­

derlande, Slowakei und Tschechien beteiligt.

fert wichtige Grundlagen und Quervergleiche für

Das Projekt ist in folgende Teilprojekte (Working

die sicherheitstechnische Beurteilung der geologi­

Packages WP) unterteilt:

schen Tiefenlagerprojekte in der Schweiz.

sche, französische, kanadische, niederländische und

WP1: SITEX management WP2: Regulatory expectations and needs

Ausblick

WP3: Development of TSO's scientific skills

Neben dem bereits laufenden Projekt «Argillaceous

WP4: Technical review method and competence

Media Database Compilation» wird sich der Clay

building

Club im Zeitraum 2015–2016 mit den Themen

WP5: Conditions for associating stakeholders in

«Thermische Analyse», «Felsmechanik», «Sorption»

the process of expertise

und «Gasbewegung» in Tongesteinen befassen. Um

WP6: Conditions for the establishment of a sus­

die Zusammenarbeit mit der Industrie und der Wis­

tainable expertise network

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

77

Das ENSI nahm am Teilprojekt WP2 teil. Ziel dieses

tionen bei der Überprüfung des Sicherheitsnach­

Arbeitspakets war die Identifikation der Themen

weises, gemeinsame Nutzung von Forschungs­

bzw. Aspekte, für welche zusätzliche technische

einrichtungen, Unterstützung und Mitbenutzung

Richtlinien (WP2.1) und für welche Expertisen

von Modellierungen für die Sicherheitsanalyse

oder technische Unterstützung für die Aufsichts­

sowie Durchführung gemeinsamer Forschungs­

behörden (WP2.2) notwendig sind.

projekte Verbindung bzw. Austausch zu anderen Platt­

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung Berichte abgeschlossen. In Arbeitspaket 2 (WP2)

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

wurden zwei Dokumente erstellt (verfügbar auf

Für das ENSI war die Mitarbeit in SITEX eine gute Ge­

der SITEX­Website unter http://sitexproject.eu/#

legenheit, die Verbindungen zu anderen Aufsichts­

deliverables):

behörden und deren Experten weiter auszubauen

Vergleich der internationalen Anforderungen mit

und von den Erfahrungen der Länder mit fortge­

den nationalen Sicherheitsanforderungen zu aus­

schrittenen Tiefenlagerprogrammen (z.B. Schweden,

gewählten Themen (WP2.1);

Frankreich) zu profitieren. Verschiedene Fachthemen,

Übersicht, welche technische Expertise die Auf­

wie andere Aufsichtsbehörden einzelne Aspekte be­

sichtsbehörde bei den entsprechenden Realisie­

urteilen und überprüfen, wurden in diesem Projekt

rungsphasen eines Tiefenlagers (Konzeptphase,

aus Zeitgründen und wegen dem Fokus auf mögliche

Standortauswahlverfahren, Bau­ und Betriebsphase

Austauschformen für eine Plattform der Aufsichtsbe­

und Nachverschlussphase) benötigt (WP2.2).

hörden und deren Interaktionen mit anderen Akteu­

Zusätzlich wurde der Bedarf für technische Richtli­

ren noch nicht diskutiert. Diese Diskussionen sollen

nien, die noch zu erarbeiten sind, erhoben. Dieser

aber im Rahmen einer zukünftigen Plattform möglich

Bedarf hängt stark davon ab, in welcher Phase der

sein. Eine zukünftige Plattform kann vertiefte Einbli­

Realisierung eines Tiefenlagers sich das Land befin­

cke darüber, in welchen Ländern welche Expertise

det. Daher war ein weiteres Ergebnis, dass der Aus­

vorhanden ist, liefern. Bei Bedarf können seitens ENSI

tausch zu bestimmten technischen Themen unter

internationale Experten im Beurteilungsprozess des

den Aufsichtsbehörden und ihren technischen For­

Sachplans beigezogen werden.

Das Projekt wurde 2014 mit der Finalisierung der

78

formen und internationaler Organisationen

schungs­ und Beratungsorganisationen sehr wert­ voll sein kann. So könnte zum Beispiel die Diskus­

Ausblick

sion, wie einzelne Aufsichtsbehörden technische

Die zukünftige Plattform soll in einem neu bean­

Aspekte bei der Überprüfung von Gesuchen bewer­

tragten Anschlussprojekt der EU weiterentwickelt

ten, zur gemeinsamen Erarbeitung technischer An­

werden. Das ENSI wird das Nachfolgeprojekt zu die­

forderungen führen. Eine mögliche Austauschform

ser Plattform für ausgewählte Themen weiterverfol­

wären themenbezogene Sitzungen («topical sessi­

gen, aber vorläufig nicht mehr als Projektpartner

ons») analog zu den Treffen der Integration Group

teilnehmen. Dies beruht vor allem auf den zeitinten­

for the Safety Case der OECD­NEA (siehe auch Ka­

siven Prüfarbeiten im Rahmen des Sachplans geolo­

pitel 3), da diese sehr informativ sind und effizient

gischer Tiefenlager für Etappe 2 im Jahr 2015.

organisiert werden können. Im Jahre 2014 wurden Vorschläge für eine zukünf­ tige Plattform und deren Organisation in einem Be­ richt festgehalten. Diese sieht verschiedene Arten der Nutzung vor: Austausch zu nationalen Erfahrungen und Tätig­ keiten bzgl. Ausbildung, existierender Sicherheits­ anforderungen, Methoden zur Überprüfung des Sicherheitsnachweises für geologische Tiefenla­ ger, Beteiligung der Bevölkerung sowie Identifi­ zierung gemeinsamer Forschungsschwerpunkte Austausch von Mitarbeitenden in den einzelnen Organisationen zur besseren gegenseitigen In­ formation, Unterstützung einzelner Organisa­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.7.7 Projekte zu Auslegung, Pilotlager und Monitoring eines geologischen Tiefenlagers

Im Rahmen des schweizerischen Standortauswahl­ verfahrens (Sachplan geologische Tiefenlager) wur­ den von der Nagra für Etappe 1 sechs geologische Standortgebiete für ein SMA­Lager (schwach und

ENSI­Projektbegleiter/in: Erik Frank (Monitoring),

mittelaktive Abfälle) und drei Standortgebiete für

Ann­Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn

ein HAA­Lager (hochaktive Abfälle) vorgeschlagen

(Lagerauslegung)

und nach Entscheid durch den schweizerischen Bundesrat in den Sachplan aufgenommen. In den

Einleitung

vorgeschlagenen Standortgebieten stehen aus­

In der schweizerischen Kernenergieverordnung wer­

schliesslich tonreiche Wirtgesteine zur Verfügung;

den diverse Elemente der Auslegung eines geologi­

Betrachtungen zur Lagerauslegung und Lagerüber­

schen Tiefenlagers für radioaktive Abfälle festgelegt

wachung (Monitoring) konzentrieren sich daher auf

(Abbildung 35): Das Hauptlager dient der Einlage­

Aspekte, die in tonigen Gesteinen und den vorgese­

rung der Hauptabfallmenge, das Pilotlager enthält

henen technischen Barrieren wichtig sind.

einen kleinen, aber repräsentativen Anteil des Lage­

2010 hatte das ENSI drei Forschungsprojekte zur

rinventars. Die Testbereiche entsprechen einem loka­

Auslegung eines geologischen Tiefenlagers, zum

len Felslabor für Experimente zu Bau, Betrieb, Ver­

darin integrierten Pilotlager und zum Monitoring

schluss und Langzeitsicherheit. Im Pilotlager wird bis

gestartet, mit denen abgeklärt werden sollte, ob

zum Ablauf der gesetzlich geforderten Beobach­

über die aktuelle Richtlinie zur geologischen Tiefen­

tungsphase das Verhalten der Abfälle, der Endlager­

lagerung (ENSI­G03) hinausgehend zusätzliche re­

behälter, der technischen Barrieren, der Verfüllung

gulatorische Anforderungen zu stellen sind. Die

und der Versiegelungsstrecken sowie des Wirtge­

Projekte sind gleichzeitig Teil des Forschungspro­

steins überwacht. Die Ergebnisse dieser Überwa­

gramms «Radioaktive Abfälle» der Arbeitsgruppe

chung müssen auf das Hauptlager übertragbar sein

des Bundes für die nukleare Entsorgung (Agneb).

und dienen der Erhärtung des Langzeit­Sicherheits­

Zu zwei Projekten wurden neben den ENSI­Mitar­

nachweises. Die Ergebnisse aus dem Pilotlager bilden

beitern externe Experten des ENSI, unter anderem

somit eine wichtige Grundlage für den Entscheid des

Vertreter der Standortkantone sowie die Nagra bei­

Lagerverschlusses nach der Beobachtungsphase.

gezogen.

Abbildung 35: Ein geologisches Tiefenlager besteht aus einem Hauptlager, einem Pilotlager und einem Felslabor. Ein Tiefen­ lager für hochaktive Abfälle (wie in der Abbildung schematisch gezeigt) ist 400–900 Meter unter Tage geplant. Schwach­ und mittelaktive Abfälle sollen in einer Tiefe von 200–800 Metern eingelagert werden. Quelle: ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

79

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

formungen durch mechanisches Quellen), wäh­

Im Berichtjahr wurden für das Projekt «Pilotlager»

(bei horizontaler Schichtung an der Wand eines

zwei Sitzungen, für das Projekt «Lagerauslegung»

horizontalen Tunnels) eine Gesteinskonsolidierung

eine Sitzung abgehalten. Für das Projekt «Monito­

erfolgt. Dies führt zu einer über Monate anhalten­

ringkonzepte und ­einrichtungen» wurden die bis

den Weiterentwicklung der EDZ (Excavation Distur­

Januar 2014 publizierten Schlussberichte aus dem

bed Zone) mit einer um 2­5 Grössenordnungen er­

EU­Forschungsprojekt «MoDeRn» analysiert und

höhten Permeabilität.

die Ergebnisse in einem Zwischenbericht durch das

Darüber hinaus wird im Projekt «Pilotlager» ver­

ENSI zusammengefasst.

sucht, im Hinblick auf die geologische Tiefenlage­

rend in Bereichen mit hohem Porenwasserdruck

rung auch Erfahrungen aus anderen Bereichen mit

80

Das Projekt «Pilotlager: Auslegung und Inven­

Grossprojekten und deren langjähriger Monitoring­

tar» untersucht die notwendigen Anforderungen

programme zu nutzen. Aus diesem Grund wurden

an das Pilotlager, an dessen Platzierung, Bestü­

im Berichtjahr Erfahrungen in der Überwachung

ckung, die wichtigen zu überwachenden Prozesse

von Stauanlagen der Schweiz vorgestellt und dis­

und Parameter sowie Möglichkeiten zur Einbezie­

kutiert. Das Sicherheitskonzept für Stauanlagen in

hung von Interessengruppen. Beim Pilotlager stellt

der Schweiz setzt sich aus der konstruktiven Sicher­

sich die Frage, wie der Stollenbau und die damit

heit (Auslegung der Stauanlage), der Überwa­

zusammenhängenden Veränderungen der Wasser­

chung und dem Notfallkonzept zusammen. Ziel

flüsse die zur Überwachung vorgesehenen Mes­

der Überwachung ist ein Verständnis des Verhal­

sungen beeinflussen. Im Berichtjahr wurden daher

tens von Stauanlagen sowie ein frühzeitiges Erken­

die hydro­mechanischen Prozesse im Nahfeld eines

nen von Anomalien im Zustand und im Verhalten

Tunnels in gering durchlässigen Tongesteinen be­

einer Anlage. Daraus können dann geeignete Mass­

handelt. In kurzfristigen Zeiträumen von Stunden

nahmen abgeleitet werden. Für jede Stauanlage

bis Tagen findet aufgrund der geringen Permeabi­

gibt es ein Überwachungsreglement, in welchem

lität des Tongesteins keine relevante Wasserbewe­

die Art der Kontrolle sowie deren Häufigkeit defi­

gung statt. Das Gestein verhält sich daher undrai­

niert sind. Die Überprüfung selbst erfolgt auf vier

niert, so dass Deformationen direkt in Änderungen

Ebenen, vom Talsperrenwärter über den erfahre­

des Porenwasserdrucks umgesetzt werden. Im Be­

nen Bauingenieur, den Experten bis zur Aufsichts­

reich einer Gesteinskompression tritt ein Anstieg

behörde. Die ersten drei Ebenen erfolgen im Auf­

des Porenwasserdrucks auf, wodurch die effektive

trag des Betreibers der Stauanlage. Die Über­

Spannung reduziert wird, welche die Tonpartikel

wachung erfolgt über visuelle Kontrollen, Funkti­

durch Kapillarkräfte zusammenhält. Damit nähert

onsproben und Überwachung einzelner Elemente.

sich der Zustand des Gesteins dem Bruchkriterium.

Anforderungen an die Messinstrumente sind, dass

Im umgekehrten Fall (Dehnung des Gesteins) steigt

die Qualität der Messdaten genügend genau und

die effektive Spannung, was sich positiv auf die

zuverlässig sowie die Messinstrumente widerstands­

Stabilität des Hohlraums auswirkt. Betrachtet man

fähig gegenüber äusseren Einwirkungen sind (d.h.

die kurzfristigen Auswirkungen des Tunnelbaus in

kurzfristig robuste und langfristig langlebige Mess­

Abhängigkeit der Entfernung zur Ortsbrust, so

instrumente). Für die gute Bedienbarkeit der Instru­

wird man, wie Messungen im Felslabor Mont Terri

mente müssen die Messungen auf einfachen Prinzi­

zeigen, an Beobachtungspunkten in einer Entfer­

pien beruhen und Instrumente leicht abzulesen und

nung von ≥ 15 Metern im intakten Gestein keine

gut zugänglich sein. Ebenfalls müssen für die Konti­

Veränderung des Porenwasserdrucks mehr fest­

nuität der Messwerte die Instrumente einfach un­

stellen. In mittelfristigen Zeiträumen von Wochen

terhalten und ersetzt werden können. Im Bereich

bis Jahren wird die Wasserbewegung dagegen re­

der Stauanlagen werden auch automatisierte Mes­

levant. Durch den Tunnel entsteht ein Entwässe­

sungen durchgeführt, insbesondere wenn die Zu­

rungspfad, durch den die transiente Entwicklung

gänglichkeit der Messstelle oder der Stauanlage

der Porenwasserdrücke bestimmt wird. In Berei­

schlecht ist. Allerdings gelten diese nicht als ein zu­

chen mit starken plastischen Verformungen und

lässiger Ersatz für Handmessungen, so dass diese

dadurch niedrigen Porenwasserdrücken (bei hori­

parallel durchgeführt werden.

zontaler Schichtung an der Firste und Sohle des

Weiterhin wurde im Berichtjahr die zeitliche und

Tunnels) wird ein Anstieg des Porenwasserdrucks

räumliche Entwicklung der Prozesse im HAA­ und

auf das mittelfristig stabile Niveau auftreten (Ver­

SMA­Nahfeld vorgestellt und diskutiert. Im HAA­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Nahfeld spielen dabei die Wechselwirkung von

ring­Techniken, Entwicklung neuer Monitoring­

Spritzbeton mit Bentonit und/oder Opalinuston

Messmethoden, Monitoring­Beispiele anhand von

und die Temperaturentwicklung eine besondere

Fallstudien, Einbezug verschiedener Interessengrup­

Rolle. Für die Auswirkungen des Spritzbetons er­

pen sowie Berichterstattung und Zusammenfassung

gibt sich aus der Massenbilanz des Hydroxides eine

der Resultate in einem Synthese­Schlussbericht). Das

Umwandlungszone von maximal 4–13 cm (in 1

ENSI hat die wichtigsten Ergebnisse des MoDeRn­

Million Jahren). Erhöhte pH­Werte (pH > 9) in Ben­

Projektes in einem Zwischenbericht ausgewertet und

tonit und Opalinuston beschränken sich auf Zonen

zusammengestellt. Der Zwischenbericht geht auch

von weniger als 10 cm nach 100’000 Jahren. Die

auf das Monitoring­Experiment des ENSI im Felslabor

Wärmeproduktion der Abfälle führt in der inneren

Mont Terri und die Erfahrungen mit Langzeitmessun­

Hälfte des Bentonits (nahe Stahlbehälter) zu Tem­

gen im Felslabor ein und gibt einen Ausblick auf die

peraturen bis maximal ~130 ºC. Dies führt zur Auf­

weiteren geplanten Arbeiten des Monitoring­Projek­

lösung und Ausfällung von amorphen Silikaten,

tes. In dem Zwischenbericht kommt das ENSI zum

Sulfaten und eventuell Karbonaten im Bereich des

Schluss, dass mit dem MoDeRn­Projekt systematisch

Stahlbehälters. Ausserdem kommt es zu Änderun­

und umfassend konzeptuelle Grundlagen und Stra­

gen in der Porosität und zur Bildung von Wegsam­

tegien zum Monitoring eines geologischen Tiefenla­

keiten. Es werden negative Einflüsse auf die Quell­

gers erarbeitet und die heute vorliegenden techni­

fähigkeit und die Transporteigenschaften erwartet.

schen Möglichkeiten breit aufgezeigt wurden. Neue

Für die äussere Hälfte des Bentonits werden nach

technische Methoden wurden anhand von Demons­

etwa 80 Jahren eine vollständige Aufsättigung und

trationsexperimenten entwickelt und ihre Anwen­

Temperaturen nicht über 100 ºC erwartet. Dadurch

dung für das Monitoring an Fallbeispielen erprobt

sollten in diesem Bereich keine signifikanten che­

und getestet. Im Vordergrund stehen kabellose Mess­

mischen Umwandlungen auftreten.

systeme, die ihre Daten mit Hilfe von elektromagne­

Weitere Themen waren das mögliche Inventar des

tischen Wellen übermitteln, zerstörungsfreie geophy­

Pilotlagers für SMA­Abfälle sowie eine Diskussion

sikalische Abbildungsmethoden (seismische oder

über die geeignete Länge der Beobachtungsphase.

geoelektrische Tomographie) und die Glasfasertech­ nologie. Die Ergebnisse zeigen, dass ein zuverlässiges

Das Projekt «Monitoringkonzept und ­einrich­

Monitoring eines geologischen Tiefenlagers über

tungen» fokussiert auf alle Schritte der Überwa­

lange Zeiträume mit einer Vielzahl verschiedener re­

chung, angefangen bei einer dem Bau eines

dundant und diversitär ausgelegter Messsysteme

Felslabors vorangehenden Umweltüberwachung

grundsätzlich möglich ist. Das MoDeRn­Projekt hat

(Erfassung der ungestörten Umweltbedingungen =

auch die Grenzen heutiger Technologien und den Be­

Baseline conditions), der Messung der durch den

darf weiterer Forschungs­ und Entwicklungsarbeiten

Bau hervorgerufenen Veränderungen, der Messung

aufgezeigt. Dies betrifft unter anderem die Verbesse­

der Gesteinseigenschaften zur Prüfung der Stand­

rung der Reichweite drahtloser Datenübertragung,

orteignung bis hin zum Messprogramm während

die Verbesserung der Auflösung geophysikalischer

der Betriebs­ und Beobachtungsphase einschliess­

Monitoring­Techniken sowie die Entwicklung draht­

lich des ordnungsgemässen Lagerverschlusses. Das

loser Energieübertragung zur Energieversorgung ka­

Projekt soll dem ENSI einen möglichst breiten und

belloser Messsysteme.

vollständigen Überblick über mögliche Monitoring­ konzepte und ­techniken verschaffen. Es soll zudem

Das Projekt «Lagerauslegung» beschäftigt sich

Entscheidungsgrundlagen für die Anforderungen

mit der Auslegung der verschiedenen Lagerteile

an die Überwachung eines Pilotlagers liefern.

und deren Beziehung zueinander sowie mit der Er­

Die Aktivitäten des Projekts «Monitoringkonzept und

schliessung und bautechnischen Auslegung der

­einrichtungen» konzentrierten sich 2014 auf die

untertägigen Anlagen. Das Projekt wurde 2011

Sichtung und Auswertung der Resultate des EU­For­

gestartet, bis Januar 2014 wurden 18 Fachsitzun­

schungsprogrammes MoDeRn (Monitoring Develop­

gen durchgeführt. Für 2015 ist nur noch eine ab­

ments for Safe Repository Operation and Staged Clo­

schliessende Sitzung zur Diskussion des Schlussbe­

sure), welche in insgesamt 18 Berichten dokumen­

richts geplant.

tiert und auf der Web­Seite www.modern­fp7.eu

Die fachliche Diskussion des für die Projektarbeit

veröffentlicht wurden. Die Arbeiten des EU­Projektes

erstellten umfangreichen Fragebogens zu ausle­

umfassten 6 Themenbereiche zum Monitoring

gungsrelevanten Themen bei SMA­ und HAA­La­

(Monitoringziele und ­strategien, Stand von Monito­

gern wurde 2014 abgeschlossen. Alle Fragen wur­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

81

82

den seitens der im Projekt beigezogenen Experten

Ausblick

jeweils zunächst individuell beantwortet und die

Für alle drei Projekte wurde die fachliche Arbeit im

Antworten anlässlich einer Sitzung 2014 fachlich

Berichtjahr abgeschlossen. Die Finalisierung der

diskutiert. Anschliessend fasste das ENSI aus den

Schluss­ bzw. Zwischenberichte ist für Anfang

Antworten die für die Sicherheit relevanten Punkte

2015 geplant. Mit der Publikation der Schlussbe­

zusammen. Im Januar wurde neben dem Fragebo­

richte zum internationalen EU­Forschungsprojekt

gen ebenso das aufgrund der Diskussionen sukzes­

MoDeRn konnte bezüglich Monitoring ein vorläu­

sive gewachsene Glossar mit Begriffen zur Lage­

figer Zwischenbericht verfasst werden. Das ENSI ist

rauslegung finalisiert.

sich bewusst, dass das Thema des Monitorings in

Neben einer Bilanz bezüglich der für dieses Projekt

künftigen Etappen des Standortauswahlverfahrens

geplanten Fragestellungen wurden die für ein Fol­

und der Lagerrealisierung wiederholt angegangen

geprojekt relevanten Fragestellungen diskutiert. Es

werden muss. Es ist aktuell davon auszugehen,

wurde dazu grundsätzlich festgehalten, dass eine

dass noch vor Ende des Sachplanverfahrens (d.h.

definitive Festlegung der Themen eines Folgepro­

nach aktueller Planung ca. 2027) bereits ein erstes

jektes sich an den Resultaten der Ergebnisse aus

Monitoring zur Erstellung einer Ausgangsbasis für

Etappe 2 orientieren soll.

spätere Monitoring­Schritte erfolgen wird. Für die beiden Projekte «Pilotlager: Auslegung und

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Inventar» und «Lagerauslegung» sind 2015 bis auf

Das schrittweise Vorgehen im Sachplan geologische

ren Aktivitäten geplant. Die thematischen Arbeiten

das Finalisieren der Zwischenberichte keine weite­

Tiefenlager und bei der anschliessenden Realisie­

ruhen aufgrund der Beurteilungsarbeiten zum

rung eines geologischen Tiefenlagers umfasst auch

Gutachten zu Etappe 2 des Sachplans geologische

eine Weiterentwicklung der zugehörigen Anforde­

Tiefenlager. Zukünftige Arbeiten zu Fragen der La­

rungen gemäss Stand von Wissenschaft und Tech­

gerauslegung und zur Konzipierung des Pilotlagers

nik. Die Sicherheit hat dabei oberste Priorität. Ge­

werden nach den Beurteilungsarbeiten zur Etappe

mäss Richtlinie ENSI­G03 ist bei jedem Schritt der

2 des Sachplans geologische Tiefenlager (d. h.

Realisierung eines geologischen Tiefenlagers der ak­

nach aktueller Planung nicht vor Anfang 2016)

tuelle Stand von Wissenschaft und Technik zu berück­

wieder aufgenommen.

sichtigen und es müssen auch Alternativen aufge­ zeigt werden, um die Wahl der Auslegung, des Monitoringkonzepts und der technischen Umset­ zung sicherheitstechnisch zu begründen. Mit den drei Projekten wurde ein über den Bund hinausgehender Einbezug von Fachleuten erreicht, um relevante As­ pekte und Fragestellungen breit zu diskutieren. Aus den Projekten hat sich kein unmittelbarer Revisions­ bedarf für die Richtlinie ENSI­G03 ergeben.

Projekt DECOVALEX: Finanzierende Organisationen.

Abkürzung Organisation

Land

Funktion

BGR & UFZ

Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe zusammen mit dem Helmholtzzentrum für Umweltforschung

Deutschland

Geowissenschaftlicher Dienst

CAS

Chinese Academy of Sciences

China

Forschungseinrichtung

DOE

U.S. Department of Energy & Lawrence Berkeley National Laboratory

USA

Betreiber

ENSI

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate

Switzerland

Aufsichtsbehörde

IRSN

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

Frankreich

Forschungseinrichtung der Aufsichtsbehörde

JAEA

Japan Atomic Energy Agency

Japan

Betreiber

KAEARI

Korea Atomic Energy Research Institute

Korea

Forschungseinrichtung

NDA

Nuclear Decommissioning Authority

Grossbritannien

Betreiber

U.S.NRC

U.S. Nuclear Regulatory Commission

USA

Aufsichtsbehörde

RAWRA

Radioactive Waste Repository Authority

Tschechien

Betreiber

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

1.7.8 DECOVALEX-2015 Project

nannten Funding Organisations können wiederum zusätzliche Forschungsteams beauftragen und fi­

Auftragnehmer: Königlich­Technische Hochschule

nanzieren.

(KTH), Stockholm

Für DECOVALEX­2015 wurden 5 Aufgaben defi­

ENSI­Projektbegleiter: Bastian Graupner

niert: Task A: SEALEX in­situ test in Tournemire (vorgeschlagen durch IRSN, Frankreich), Task B1:

Einleitung

HE­E in­situ heater test im Felslabor Mont Terri

Das Projekt DECOVALEX ist eine internationale For­

(vorgeschlagen durch EU­Projekt PEBS ), Task B2:

schungskooperation, die von der KTH in Stockholm

EBS experiment in Horonobe URL (vorgeschlagen

koordiniert wird. Sie soll das Verständnis für gekop­

durch JAEA, Japan), Task C1: THMC­Modellierung

pelte thermische, hydraulische, mechanische und

von rock fractures (vorgeschlagen durch das Law­

chemische Prozesse (THMC) in geologischen Syste­

rence Berkeley National Laboratory, USA) und Task

men vertiefen und die Fähigkeit zur numerischen

C2: Bedrichov Tunnel in­situ experiment (vorge­

Modellierung dieser Prozesse verbessern. DECOVA­

schlagen durch RAWRA, Tschechien). 83

LEX steht für «DEvelopment of COupled models waste isolation». Das Projekt begann auf Anregung

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

der schwedischen Aufsichtsbehörde 1992 mit der

Das ENSI nimmt mit sieben weiteren Organisatio­

Phase I. Es hat seitdem entscheidend dazu beigetra­

nen an der Aufgabe B1 teil. Das ENSI möchte mit

gen, Programme zur numerischen Modellierung ge­

dem Projekt die Weiterentwicklung der eigenen

koppelter Prozesse zu entwickeln und zu verbessern

Modellierfähigkeiten insbesondere für die Langzei­

sowie diese anzuwenden. An dem Projekt waren

tentwicklung des Nahfelds im Umfeld eines geolo­

Entsorgungspflichtige für radioaktive Abfälle und

gischen Tiefenlagers vorantreiben.

Aufsichtsbehörden aus verschiedenen Ländern Eu­

Ziel der Aufgabe B1 ist es, das gekoppelte THM­Ver­

ropas, Asiens und Amerikas beteiligt.

halten von Bentonit und Opalinuston des HE­E­Heiz­

Im April 2012 begann die bis 2015 laufende Phase

experiments im Felslabor Mont Terri numerisch zu si­

VI. Neben dem ENSI nehmen weitere neun das Pro­

mulieren und mit Messungen zu vergleichen. Für die

jekt finanzierende Organisationen teil. Diese soge­

schrittweise Bearbeitung der Aufgabe B1 wurden

and their VALidation against EXperiments in nuclear

Abbildung 36: Umsetzung des Experiments (links, Villar 2012) in einem radialsymmetrischen 2D­Modell aus dreieckigen Elementen (sogenannte finite Elemente, Mitte). Die Darstellung rechts zeigt die gesamte Säule und die Darstellung in der Mitte zeigt eine vergrösserte Darstellung des Bereichs um die Heizplatte.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

84

Abbildung 37: Vergleich der gemessenen und berechneten Werte für die Heizplatte (a: Temperatur), für die drei Sensoren innerhalb der Bentonitpellets (b­d: Temperatur & relative Luftfeuchtigkeit LF, Wassersättigung nicht gemessen) sowie für den Quelldruck (e) und die aufgenommene Wassermenge (f). meas=gemessene Werte. Quelle: ENSI.

vier Teilaufgaben definiert. Aufgabe 1a befasst sich

nem späteren Zeitpunkt wurde zusätzlich vom obe­

mit einer Simulationsstudie zum Opalinuston basie­

ren Ende der Säule Wasser in das System gegeben.

rend auf dem HE­D­Experiment des Projekts Mont

In der mit Bentonitpellets gefüllten Säule kommt es

Terri. In Aufgabe 1b wird basierend auf experimen­

daraufhin zur Ausbildung eines Quelldrucks.

tellen Daten das THM­Verhalten von Bentonit nume­

Mit der Modellierung dieser Experimente wird ein

risch simuliert. Die Aufgaben 2 und 3 werden sich

vertieftes Verständnis für die ablaufenden Prozesse

dann mit der Simulation des HE­E­Experiments be­

angestrebt. Ein entscheidender Faktor für die Kali­

fassen. Das Projektziel des Berichtsjahres war der Ab­

brierung des Modells ist die ungesättigte Wärme­

schluss der Bearbeitung der Aufgabe B1­1b sowie

leitfähigkeit der Bentonitpellets.

der Beginn der Arbeiten zu B1­2 und B1­3, deren Ab­

Abbildung 37 zeigt einen Vergleich von gemessenen

schluss bis April 2015 vorgesehen ist.

und berechneten Ergebnissen. Das Modell bildet die

Untersuchungsgegenstand der Aufgabe B1­1b sind

Temperaturentwicklung über die Zeit sowohl an der

Versuche des spanischen Forschungszentrums Cie­

Heizplatte als auch an den drei eingebauten Senso­

mat in Barcelona. In den Experimenten wurden

ren gut ab (a–d). Die Schwankungen in den Mess­

50 cm hohe Säulen mit Bentonitpellets bzw. mit ei­

werten der drei Sensoren werden durch Schwan­

ner Sand/Bentonit­Mischung gefüllt. Abbildung 36

kungen der Labortemperatur verursacht. Am Verlauf

zeigt eine Skizze des Experiments sowie dessen Um­

der relativen Luftfeuchtigkeit ist die Verlagerung des

setzung in ein Modellgitter. Anschliessend wurde

Wassers in Folge von Verdunstung und Kondensa­

die am Boden befindliche Heizplatte in 2 Schritten

tion zu erkennen. So wird der anfängliche Anstieg

auf 100 °C und später auf 140 °C geheizt. Über drei

der relativen Luftfeuchtigkeit in Sensor 3 (dem un­

in der Säule installierte Sensoren für Temperatur und

tersten Sensor) durch die Verdunstung von Wasser

relative Luftfeuchtigkeit wurde die zeitliche Entwick­

in der Nähe der Heizplatte und die Kondensation im

lung dieser Parameter in den Entfernungen 0.1,

Bereich des Sensors verursacht. Später wird das

0.22 und 0.4 m von der Heizplatte beobachtet. In

Wasser weiter nach oben in Richtung der Sensoren

der ersten Phase ist eine Verlagerung des Anfangs­

2 und 1 verlagert, so dass dort die relative Luft­

wassergehaltes in der Säule zu beobachten. Zu ei­

feuchte steigt. Für die Wassersättigung liegen keine

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Messwerte vor. Dessen berechneter Verlauf für Sen­

Ausblick

sor 1 (d) verdeutlicht die Wasseraufnahme des Ben­

Im Jahr 2013 wurde das THM­Verhalten des

tonits nach Öffnen des Ventils.

Opalinustons durch Nachrechnen des Heizexperi­

Die Wasseraufnahme (f) durch den Bentonit wird in

ments HE­D untersucht. Im letzten Jahr lag der

der Berechnung im Vergleich zu den Messwerten

Fokus auf dem THM­Verhalten von Bentonit durch

unterschätzt. Die resultierenden gemessenen Quell­

das Nachrechnen des Säulenversuchs mit Bentonit­

drücke (e) stimmen mit den sich ausbildenden ge­

pellets. Im nächsten Jahr sollen die Erfahrungen

messenen Drücken am Ende des Experiments gut

aus beiden Vorarbeiten zusammengeführt werden,

überein. Der Anstieg der gemessenen Quelldrücke

indem das HE­E Heizexperiment mit einer Bentonit­

verläuft jedoch schneller als berechnet.

füllung im Opalinuston nachgerechnet wird. Mit

Die Modellierung des Experiments mit der Sand­

dieser Aufgabe wird auch das Projekt DECOVA­

Bentonitpellet­Mischung wird derzeit durch die Uni­

LEX­2015 abgeschlossen. Die Bearbeitung wird

versität Kiel durchgeführt. Die Ergebnisse werden

auch im Jahr 2015 durch ein Forschungsteam der

im nächsten Jahresbericht dokumentiert.

Universität Kiel unterstützt, welches sich insbeson­ dere mit der Sensitivität der Modellergebnisse be­

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

züglich der Ungewissheiten in den Materialpara­ metern befassen wird.

Die Teilnahme am Projekt DECOVALEX­2015 hat für das ENSI eine hohe Bedeutung. Die Bearbeitung der Aufgaben im Task B1 erweitert die interne Fachkom­

1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

petenz hinsichtlich der für die Langzeit­Sicherheits­ betrachtung relevanten Modellierung von THMC­

Auftragnehmer: Institut für Geologie,

Prozessen im Bentonit und im Opalinuston. Diese

Universität Bern

und ähnliche Modelle werden zur sicherheitstechni­

ENSI­Projektbegleiter: Andreas Dehnert

schen Beurteilung der in der Planung befindlichen

Bericht der Forscher in Anhang A

Tiefenlagerprojekte eingesetzt. DECOVALEX­2015 stärkt zudem die internationale Vernetzung des

Einleitung

ENSI. So konnten gute Kontakte zum Lawrence Ber­

Fünf von sechs der vorgeschlagenen Standortge­

keley National Laboratory (USA), zur U.S.NRC, zur

biete für geologische Tiefenlager befinden sich in

IRSN und zur BGR/UFZ aufgebaut werden.

der Nordschweiz und sind teilweise von den Sedi­ menten der quartären Eiszeiten bedeckt. Die klassi­

Abbildung 38: Schematische Darstellung der verschieden Höhenniveaus quartärer Sedimenteinheiten in der Nordschweiz, mit Niederterrasse (NT), Hochterrasse (HT), Tiefere Deckenschotter (TDS) und Höhere Deckenschotter (HDS). Um zuverlässige Prognosen zur zukünftigen Landschaftsentwicklung aufstellen zu können, ist insbesondere das Ablagerungsalter der Höheren Deckenschotter von grosser Bedeutung. Ihre Ablagerungshöhe dokumentiert die Höhe der ehemaligen Landschaftsoberfläche. Mit Hilfe des zu bestimmenden Alters kann die erfolgte Erosionsleistung seit der Ablagerung der Deckenschotter berechnet werden, welche wiederum Hinweise auf die zu erwartende langfristige Landschaftsentwicklung liefert. Quelle: Verändert nach Graf und Müller (1999).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

85

Abbildung 39: Beprobung der Höheren Deckenschotter in der ehemaligen Kiesgrube Summerhalden am Stadlerberg im Mai 2013. Foto: N. Akçar (Universität Bern).

86

sche Aufteilung der Ablagerungen in vier grosse Eis­

Um die deutlich älteren Deckenschotter zu datieren,

zeiten ist in den letzten Jahrzehnten durch ein

wurde seitens ENSI und der Universität Bern ein For­

differenzierteres Bild von mehr als einem Dutzend

schungsprojekt zur Altersbestimmung mittels kos­

Eisvorstösse ersetzt worden (Preusser et al. 2011).

mogener Nuklide von Beryllium (10Be) und Alumi­

Während der Vorstösse wurden Täler zum Teil mehr­

nium (26Al) gestartet. Diese Methodik ermöglicht

fach durch Gletscher ausgeräumt und anschliessend

unter idealen Voraussetzungen die Datierung von

wieder gefüllt. Um sowohl die Dynamik der glazia­

Sedimenten mit einem Alter von bis zu 5 Millionen

len Erosion verstehen, als auch um genauere Erosi­

Jahren (Dehnert und Schlüchter 2008). Das Projekt

onsraten bestimmen zu können, müssen die Alter

wird im Rahmen einer Dissertation am Institut für

der einzelnen quartären Schichten bekannt sein.

Geologie der Universität Bern bearbeitet und soll an­

Für das Verständnis der Landschaftsentwicklung im

hand von mehreren Schlüssellokalitäten die Alter

nördlichen Alpenvorland sind die sogenannten De­

verschiedener

ckenschotter besonders interessant. Sie wurden zu

stimmen. Hierdurch soll auch die Frage beantwortet

einer Zeit abgelagert, als die Landschaftsoberfläche

werden, ob die vorhandenen Schotter in einer Phase

um mehrere hundert Meter höher lag als heute.

oder in mehreren zeitlich voneinander getrennten

Seither wurde sie bis auf das heutige Niveau abge­

Phasen abgelagert wurden. Mit Hilfe der Resultate

tragen, so dass die Erosionsreste der Deckenschotter

können anschliessend Erosionsraten bestimmt und

nur mehr als hochgelegene Plateaus, wie zum Bei­

diese (unter Annahme einer erosiven Kompensation

spiel auf dem Irchel im Kanton Zürich, erhalten sind

der Hebung) mit den geodätisch bestimmten aktu­

(Abbildung 38). Mit Hilfe der Datierung der Ablage­

ellen Hebungsraten verglichen werden.

Deckenschotterablagerungen

be­

rungszeit der Deckenschotter kann auf die langfris­ schlossen werden. Aufgrund der erhöhten Lage der

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Deckenschotter ist klar, dass sie älter sein müssen als

Bereits im Herbst 2012 wurde, in Zusammenarbeit

die eiszeitlichen Ablagerungen, welche die heutigen

mit dem Institut für Prähistorische und Naturwis­

Flusstäler füllen. Eine Altersbestimmung war jedoch

senschaftliche Archäologie der Universität Basel,

tige Abtragung des nördlichen Alpenvorlands ge­

bisher aufgrund fehlender Datierungsmethoden

ein als Tieferer Deckenschotter kartiertes Vorkom­

nicht möglich. Die bislang verfügbaren direkten Da­

men an der südöstlichen Stadtgrenze von Pratteln

tierungsverfahren sind nur auf deutlich jüngere

bei Basel beprobt. Hierzu wurden acht Sediment­

Schichten anwendbar, deren Alter häufig mit der

proben entnommen. An der Lokalität wurde 1974

Radiokohlenstoff­Methode ( C) und der Methode

ein Faustkeil gefunden. Als Nebenprodukt des Pro­

der optisch stimulierten Lumineszenz (OSL) be­

jekts kann dieser indirekt durch die Bestimmung

stimmt werden können. Diese Methoden eignen

des Alters der Fundschicht datiert werden. Den

sich für maximale Alter von circa 50 000 (14C) bzw.

Forschenden gelang es, aus dem beprobten Mate­

200 000 Jahren (OSL).

rial ausreichend kosmogenes

14

10

Be für eine Datie­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

rung zu extrahieren und die Sedimente auf min­

Methode keine Altersinformationen gewonnen

destens 230 000 bis 290 000 Jahre vor heute zu

werden. Die hierfür analysierten Proben ergaben

datieren. Das erzielte Ergebnis ist in guter Überein­

unerwartete Nuklidverhältnisse von

stimmung mit der bisherigen archäologischen Ein­

welche auf eine ungenügende Abschirmung von

stufung der Fundstelle auf 300 000 bis 400 000

der kosmischen Strahlung schliessen lassen. Die Ur­

Jahre vor heute. Auch wenn die untersuchte Loka­

sachen hierfür werden von den Forschenden der­

lität in der Nordwestschweiz nicht zu den Schlüs­

zeit geklärt. Der Aufschluss Irchel Steig wurde im

26

Al zu

10

Be,

sellokalitäten des Projekts zählt, untermauert diese

Sommer 2014 auch für eine Datierung mittels der

Studie das Potenzial der Sedimentdatierung mittels

10

kosmogener Nuklide.

konnten ebenfalls aufbereitet und auf ihre 10Be­Ge­

Be­Tiefenprofil­Methode beprobt. Diese Proben

Im Frühjahr 2013 wurden die Vorkommen der Hö­

halte untersucht werden. Die Berechnung der Alter

heren Deckenschotter am Stadlerberg sowie auf

ist gegenwärtig in Bearbeitung. Resultate hierzu

dem Irchel beprobt. Am Stadlerberg wurden in der

werden im ersten Quartal 2015 erwartet.

ehemaligen Kiesgrube Summerhalden 16 Proben

Somit stellt die Datierung des Stadlerberg­Vorkom­

entnommen (Abbildung 39), auf dem Irchel 9 Pro­

mens aktuell die einzige direkte Altersbestimmung

ben im Aufschluss Hütz (Abbildung 40) sowie 20

der Höheren Deckenschotter der Nordschweiz dar.

weitere in der verwaisten Kiesgrube Steig. Die Vor­

Der bestimmte Altersbereich ist in sehr guter Über­

kommen am Irchel sind für das Projekt von zentra­

einstimmung mit der methodisch unabhängigen

ler Bedeutung, da 1994 Säugetierreste gefunden

Alterskontrolle durch Säugetierreste am Irchel. Die

wurden, mit deren Hilfe das Alter der Deckenschot­

Datierung mittels kosmogenem

ter auf 1.8–2.6 Millionen Jahre eingegrenzt werden

die Höheren Deckenschotter die bislang ältesten

konnte (Bolliger et al. 1996). Diese indirekte Datie­

eiszeitlichen Ablagerungen der Schweiz darstellen

rung kann als eine verlässliche Alterskontrolle zu

und markiert auch für die allgemeine Quartärfor­

den im Projekt durchgeführten Datierungen mittels

schung der Schweiz einen Meilenstein.

kosmogener Nuklide herangezogen werden.

Um das Verständnis der Deckenschotter­Abla­

Diese Proben wurden im Jahr 2014 aufbereitet und

gerungen zu ergänzen, wurden von den Forschen­

10

untersucht. Mittels eines Be­Tiefenprofils konnten

den neben den Datierungsstudien auch lithologi­

die Deckenschotter des Stadlerbergs auf ein Alter

sche Analysen zur Bestimmung der Sedimenther­

von mindestens 1.7 bis 2.1 Millionen Jahre datiert

kunft durchgeführt. Mittels Geröllanalysen konnte

werden. Für die Aufschlüsse Irchel Hütz und Irchel

gezeigt werden, dass die Deckenschotter­Vorkom­

Steig konnten mittels der sogenannten Isochron­

men des Stadlerbergs am Beprobungsort als litholo­

10

Be belegt, dass

Abbildung 40: Beprobung der Höheren Deckenschotter des Irchel im natürlichen Aufschluss Hütz (Mai 2013). Die rote Linie markiert den Kontakt zwischen Sandsteinen der Molasse und den überlagernden Deckenschottern. Durch die unmittelbare Nähe zur Felsoberfläche (Molasse) ist dieser Aufschluss von strategischer Bedeutung für das Projekt, da hier die ältesten Sedimente der Deckenschotter­Einheiten untersucht werden können. Foto: N. Akçar (Universität Bern).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

87

88 Abbildung 41: Aufschluss in den Tieferen Deckenschottern der Lokalität Rechberg­Sonnenhalde im Klettgau (während eine Feldbegehung im März 2012). Der Aufschluss wurde im Herbst 2014 durch die Forschenden beprobt. Foto: N. Akçar (Universität Bern).

gisch durchgängige Einheit in Richtung Süd­Süd­

der Nordschweiz. Geodäsie­Messungen weisen

west geschüttet wurden. Auch der Aufschluss Irchel

dort auf aktuelle Hebungsraten im Bereich von 0.0

Steig besteht aus einer lithologisch homogenen Ein­

bis 0.2 mm pro Jahr hin. Für die Beurteilung der

heit, welche in Richtung Nord­Nordwest abgelagert

Langzeitsicherheit geologischer Tiefenlager müs­

wurde. Das Geröllspektrum, insbesondere das Vor­

sen langfristige Prognosen für die Hebung (und

handensein von Verrucano­Konglomeraten, deutet

gleichzeitige Erosion) erstellt werden. Diese Prog­

in beiden Lokalitäten auf Liefergebiete im Einzugs­

nosen orientieren sich an den langfristigen Erosi­

bereich des Rhein­Linth­Gletschers hin. Diese Ergeb­

ons­ und Hebungsraten. Bei einem Lager für

nisse sind plausibel und in Übereinstimmung mit

schwach­ und mittelaktive Abfälle (SMA) sind da­

den von Graf (1993) publizierten Angaben.

bei die letzten 100 000 Jahre, bei einem Lager für

Im Herbst 2014 wurde ein Vorkommen der Tiefe­

hochaktive Abfälle (HAA) die letzten 1 000 000

ren Deckenschotter zur Altersbestimmung durch

Jahre relevant. Für die Bestimmung langfristiger

die Forschenden beprobt. Die ausgewählte Lokali­

Hebungsraten sind die Deckenschotter als älteste

tät Rechberg­Sonnenhalde im Klettgau stellt eine

und heute am höchsten gelegene quartäre Abla­

ehemalige Kiesabbaustelle dar (Abbildung 41). Die

gerungen des Alpenvorlandes prädestiniert. Sie

Forschenden konnten fünf Proben aus dem oberen

sollen aufzeigen, ob die heute gemessenen He­

Teil der insgesamt ca. 15 m mächtigen anstehenden

bungsraten einer nur kurzfristig gültigen Rate oder

Deckenschotter gewinnen.

einem mit langfristigen Raten vergleichbaren Wert

Neben den oben beschriebenen Feld­ und Laborar­

entsprechen. Die Forschungsergebnisse fliessen in

beiten wurden die Ergebnisse des Pilotprojekts an

die Bewertung der Standortgebiete ein und dienen

den Deckschottervorkommen bei Mandach veröf­

damit unmittelbar der Aufsichtstätigkeit des ENSI.

fentlicht (Akçar et al. 2014). Zusätzlich wurden die gewonnenen Erfahrungen bei der optimierten che­

Ausblick

mischen Aufbereitung zur Publikation an die Fach­

Im Jahr 2015, dem dritten und letzten Projektjahr,

zeitschrift «Nuclear Instruments and Methods in

werden die Analysen der Lokalitäten Irchel (Litholo­

Physics Research» übermittelt. Publikationen zu den

gie) und Rechberg (Datierung und Lithologie) abge­

erzielten Resultaten der Studien von Pratteln und

schlossen. Sämtliche erhobenen Daten werden ge­

Stadlerberg befinden sich aktuell in Vorbereitung.

samthaft geologisch sowie in Zusammenhang mit bestehenden Daten interpretiert. Die begonnenen

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

wissenschaftlichen Publikationen der Studien Prat­

Die geologischen Standortgebiete zur Entsorgung

die Vorbereitung einer Veröffentlichung zu den neu

radioaktiver Abfälle liegen mit einer Ausnahme in

beprobten Tieferen Deckenschottern im Klettgau.

teln und Stadlerberg werden finalisiert. Hinzu kommt

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Zitierte Literatur Akçar N., Ivy­Ochs S., Alfimov V., Claude A., Graf H.R., Dehnert A., Kubik P.W., Rahn M., Kuhlemann J., Schlüchter C. (2014): The first major incision of the Swiss Deckenschotter landscape. Swiss Journal of Geoscience 107, 337–347. DOI: 10.1007/ s00015­014­0176­6. Bolliger T., Feijar O., Graf H., Kälin D. (1996): Vor­ läufige Mitteilung über Funde von pliozänen Klein­ säugern aus den höheren Deckenschottern des Ir­ chels (Kt. Zürich). Eclogae Geologicae Helvetiae 89, 1043–1048. Dehnert A., Schlüchter C. (2008): Sediment burial dating using terrestrial cosmogenic nuclides. E&G Quaternary Science Journal 57, 210–225. DOI: 10.3285/eg.57.1­2.8. Graf H.R. (1993): Die Deckenschotter der zentralen Nordschweiz, Dissertation Diss. ETH Nr: 10205, ETH Zürich, Zürich. Graf H.R., Müller B.U. (1999): Das Quartär: Die Epoche der Eiszeiten, in Bolliger T., ed., Geologie des Kantons Zürich: Thun, Ott Verlag, p. 71–95. Preusser F., Graf H.R., Keller O., Krayss E., Schlüch­ ter C. (2011): Quaternary glaciation history of northern Switzerland. E&G Quaternary Science Journal 60, 282–305. DOI: 10.3285/eg.60.2­3.06.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

89

2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur

sich verpflichtet, Vorkommnisse von globalem In­

Erfassung und Verbreitung von Betriebserfahrung

teresse oder ab der INES­Stufe 2 zeitnah an die

eingebunden. Über diesen Verbund erhält das

IAEA zu melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet ak­

ENSI Information aus Kernanlagen rund um den

tuelle Meldungen öffentlich über ihre News­Web­

Globus und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung

site (http://www­news.iaea.org/)

aus Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vor­

Im Kalenderjahr 2014 wurden der IAEA 14 Vor­

kommnisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser

kommnisse der INES­Stufen 2 oder höher gemeldet:

Betriebserfahrung. Zwei wesentliche Knotenpun­

Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen weite­

kte dieses Netzwerks sind Dienste der Internatio­

ren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das Eu­

nalen Atomenergieorganisation IAEA mit Sitz in

ropean Clearinghouse on Operational Experience

Wien in Zusammenarbeit mit der Nuclear Energy

Feedback mit Sitz im niederländischen Petten, bei

Agency NEA der OECD mit Sitz in Issy­les­Mouli­

dem das ENSI seit März 2013 die Funktion des

neaux bei Paris (Abbildung 1):

Chair of Technical Board and Steering Committee

Das Incident Reporting System IRS sammelt Be­

übernommen hat. Diese Institution unterstützt ihre

richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf und

Mitglieder bei der Bereitstellung und Umsetzung

stellt sie in einer Datenbank den Mitgliedslän­

von Betriebserfahrung auf nationaler Ebene und

dern zur Verfügung. Die Vertreter der Mitglieds­

führt Analysen zu Schwerpunktthemen durch.

länder (IRS­Koordinatoren) treffen sich periodisch

Als weitere Informationsquellen dienen periodische

zum internationalen Erfahrungsaustausch.

Berichte oder Mitteilungsorgane ausländischer An­

Die internationale Ereignisskala INES wurde zur

lagen und Behörden sowie die Teilnahme an inter­

Einstufung von nuklearen und radiologischen

nationalen Arbeitsgruppen, wie beispielsweise die

Ereignissen erstellt und dient als Kommunika­

Working Group on Operational Experience WGOE

tionsmittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die

der NEA. Auch Pressemeldungen werden systema­

Berichte über Vorkommnisse werden in einer

tisch nach Vorkommnissen durchsucht. Liegen sol­

Datenbank gesammelt, welche den Mitglieds­

che vor, wird versucht, über das fachliche Netzwerk

ländern zur Verfügung steht.

nähere Informationen über den Vorfall einzuholen.

Das Netzwerk der nationalen IRS­Koordinatoren

Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende Mel­

und INES­Beauftragten ermöglicht einen raschen

dungen über Vorkommnisse in ausländischen An­

Informationsaustausch nach dem Auftreten von

lagen und wertet diese durch Fachgruppen und

Ereignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben

­spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis Aus­

INES­Stufe Bezeichnung

Kurzbeschreibung

2

Zwischenfall

Die meisten Vorkommnisse waren auf Bestrahlung von Personen mit resultierenden Strahlendosen oberhalb der zulässigen nationalen Grenzwerte in Industrie und Medi­ zin zurückzuführen. Darüber hinaus handelt sich bei einem Vorkommnis um eine Nichtbeachtung von Prozeduren bei der Wartung an zwei Bestrahlungsanlagen in der Industrie ohne tatsächliche Exposition. Bei einem weiteren Vorkommnis wurden eine gravierende Schwächung der gestaffel­ ten Sicherheitsvorsorge, die die Steuerstäbe eines Forschungsreaktors in den Nieder­ landen betraf, beim abgeschalteten Reaktor entdeckt: Nach der Ursachenanalyse wurde die Konstruktion der Steuerstäbe angepasst. Anschliessend konnte der For­ schungsreaktor wieder seinen Betrieb aufnehmen. Bei einem weiteren letzten Vorkommnis wurde ebenfalls eine gravierende Schwächung der gestaffelten Sicherheitsvorsorge in einer Isotopenproduktionsfabrik festgestellt, die nach eingehender Analyse durch eine Verbesserung der Prozeduren behoben wurde.

3

ernsthafter Zwischenfall

In beiden Fällen kam es in der Industrie (bei zerstörungsfreien Prüfungen mittels Röntgenaufnahmen) bzw. im Spitalbereich (bei der Wartung einer Röntgenmaschine zur Strahlungstherapie) zur Bestrahlung von Personal deutlich über die zulässigen Grenzwerte hinaus, was deterministische Strahlenauswirkungen (unmittelbare Schädigungen) zur Folge hatte.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

91

Abbildung 1: Der Sitz der Kern­ energieagentur NEA der OECD in Issy­ les­Moulineaux bei Paris. Quelle: NEA.

92

wirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für

nigungen des Dielektrikums (siehe Abbildung 2)

Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass­

gekommen ist. Die betroffenen Keramikkonden­

nahmen eingeleitet werden müssen.

satoren wurden in dem Zeitraum 1981–1982 ge­

Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer­

fertigt. Nach dem Erkennen dieses Fehlers wurde

seits zum Verband der «World Association of Nuc­

die Gehäusefarbe von rot nach blau gewechselt.

lear Operators» (WANO) zusammengeschlossen,

Betroffen sind sicher jene Baugruppen, bei denen

der über ein eigenes Informationsnetzwerk für

die Fabrikationsnummer mit A/1026xxx beginnen.

Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber

Die von den Ausfällen betroffenen Baugruppen

weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum

sind in der Schweiz teilweise auch für die Notstand­

Beispiel der Vereinigung der Grosskraftwerks­Be­

funktionen eingesetzt. Da ein Ausfall von solchen

treiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines

Kondensatoren je nach Funktion der Baugruppen

breit angelegten Erfahrungsaustausches.

sicherheitstechnisch bedeutsame Folgen haben

Die nachfolgenden Abschnitte beschreiben ausge­

kann, wurden die Schweizer Kernkraftwerksbetrei­

wählte wichtige Vorkommnisse oder im Zusammen­

ber aufgefordert, zu überprüfen, ob die genannten

hang mit Betriebserfahrung publizierte Erkenntnisse

Kondensatoren («Red Cabs») in ihrem Werk noch

aus dem Jahr 2014 und zudem, wie das ENSI ihre

im Einsatz bzw. auf einer Reservebaugruppe im La­

Relevanz für die Schweiz bewertet.

ger eingebaut sind. Zusammenfassend haben drei Kraftwerksbetreiber

2.1 Überprüfung von Baugruppen betreffend Kondensatoren «Red Cabs»

bestätigt, dass nach den besagten «Red Cabs» bei den Lagerbeständen gesucht und keine gefunden wurden. Beim vierten Kraftwerksbetreiber war dies nicht notwendig, da bereits zu einem früheren Zeitpunkt das Thema behandelt wurde.

Durch eine Nachricht aus den bilateralen interna­

Auf ein Ziehen der Baugruppen während des Be­

tionalen Kommissionen zum Erfahrungsaustausch

triebs wurde aus verständlichen Gründen verzich­

wurde das ENSI informiert, dass auf Vorrangbau­

tet, jedoch wurden die visuellen Kontrollen in der

gruppen in Leichttechnikschränken Mehrschicht­

Revision durchgeführt. Auch dort war das Ergeb­

Keramikkondensatoren (Red Cabs, von der Firma

nis, dass keine «Red Cabs» im Einsatz sind.

Erie, ehemals Murata) ausgefallen sind. Die Aus­

Teilweise wurden bereits vor Jahren in den Fachbe­

fälle traten bereits auf verschiedenen Leittechnik­

reichen Schutz, Steuerung und Regelung diesbe­

systemen (Iskamatic­A und Teleperm­C) auf.

zügliche Befunde behoben (Ersatz erfolgte durch

Gemäss Hersteller stammen sowohl die auf den

gleichwertige Kondensatoren).

Teleperm­C­Baugruppen als auch die auf den Iska­ matic­A­Baugruppen ausgefallenen Kondensato­ ren aus einer Charge, bei der es während des Her­ stellungsprozesses der Kondensatoren zu Verunrei­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

2.2 Weitere Erkenntnisse zu den Befunden in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 und die Umsetzung der WENRAEmpfehlung

Abbildung 2: Aufbau eines Keramikkondensators. Quelle: «Keramik­Scheibe» von Elcap, Jens Both.

In den belgischen Kernkraftwerken Doel­3 und Tihange­2 wurden 2012 zahlreiche herstellungs­ bedingte wasserstoffinduzierte Flocken im Grund­

Abbildung 3:

material der Reaktordruckbehälter (RDB) festge­

Reaktordruckbehälter des Kernkraftwerks Doel 3 vor dem Einbau (Historische Aufnahme, Credit: Cockerill).

stellt. Die belgische Aufsichtsbehörde FANC hat für die sicherheitstechnische Beurteilung dieser unerwar­ teten Befunde umfangreiche Untersuchungen des Betreibers gefordert (vgl. auch das ausführliche FANC­Dossier1). Im Rahmen dieser Analysen wur­ den auch Materialeigenschaften von Stählen un­ tersucht, wenn diese wasserstoffinduzierte Flocken

93

aufweisen. Materialproben mit solchen Flocken wurden in einem Forschungsreaktor bestrahlt. Die Ergebnisse ergaben eine signifikante Abnahme der Bruchzähigkeit der Materialproben. Diese un­ erwartet deutliche Abnahme lag über dem Erwar­ tungsbereich der üblichen Modellrechnungen zur Berücksichtigung von Bestrahlungseffekten. Der

lungsschritten des Schmiedeprozesses, zum Wasser­

Betreiber hat bis zur weiteren Klärung dieses

stoffgehalt der Schmiederinge sowie den Abnahme­

experimentellen Effekts die Reaktoren Doel­3 und

prüfungen analysiert. Aus dieser Auswertung ergaben

Tihange­2 abgeschaltet.

sich keine Hinweise, die auf eine mögliche Schädi­

Anschliessend hat der belgische Betreiber weitere

gung durch Wasserstoffflocken hinweisen. Weiterhin

Bestrahlungsuntersuchungen an Proben mit was­

hat das ENSI entsprechend den WENRA­Empfehlun­

serstoffinduzierten Flocken gestartet. Dabei soll

gen von den Kernkraftwerken Beznau und Gösgen

auch RDB­Material aus einem abgeschlossenen

eine zerstörungsfreie Prüfung des Grundmaterials der

deutschen Forschungsprojekt verwendet werden.

RDBs verlangt. Das Kernkraftwerk Mühleberg hatte

Zur Auswertung und Beurteilung der Ergebnisse

bereits im Jahr 2012 eine Überprüfung des Grundma­

hat die FANC ein internationales Expertengremium

terials durchgeführt. Dabei wurden keine Herstel­

einberufen, die Untersuchungen sind noch nicht

lungsfehler im RDB gefunden.

abgeschlossen.

Die in den Revisionsabstellungen 2015 geplanten

Wie bereits im Erfahrungs­ und Forschungsbericht

und qualifiziert durchzuführenden Ultraschallprü­

2013 beschrieben hat die WENRA im August 2013

fungen des Grundmaterials der RDBs sollen nun

zur Thematik der Befunde in den Reaktordruckbehäl­

endgültige Klärung darüber erbringen, ob im Grund­

tern der Kernkraftwerke Doel­3 und Tihange­2 Emp­

material der RDBs in den Kernkraftwerken Beznau

fehlungen zur Überprüfung der RDBs aller europäi­

und Gösgen unerwartete Herstellungsfehler vorhan­

schen Kernkraftwerke veröffentlicht.

den sind.

Die WENRA­Empfehlungen werden in der Schweiz

Eine Übersicht des Standes der Umsetzung der

unmittelbar umgesetzt. Dazu haben die Kernkraft­

WENRA­Empfehlung in den Mitgliedsländern kann

werke Mühleberg, Beznau und Gösgen, entspre­

dem Bericht «Activities in WENRA countries fol­

chend einer Forderung des ENSI, die Herstellungsdo­

lowing the recommendation regarding flaw indica­

kumentation überprüft. Dabei wurden insbe­

tions found in Belgian reactors»2 entnommen wer­

sondere die Dokumentation zu den Wärmehand­

den.

1 2

http://www.fanc.fgov.be/nl/page/dossier-pressure-vessel-doel-3-tihange-2/1488.aspx?LG=2 http://www.wenra.org/media/filer_public/2014/12/26/flaws_in_rpv_feedback_2014-12-19.pdf

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

2.3 Probleme mit Gel-Bildung in konditionierten Abfällen

2.4 Freisetzung aus einem Endlager Im Februar 2014 kam es im US­amerikanischen

94

Anlässlich einer visuellen Inspektion von konditio­

Tiefenlager WIPP (Waste Isolation Pilot Plant) zu

nierten Abfallgebinden mit zementierten Konzen­

zwei Vorkommnissen, einem Brand (05.02.2014)

traten des Kernkraftwerks Doel (B) wurden anfangs

und einer Freisetzung von Americium und Pluto­

2013 Befunde an einigen Fässern festgestellt. Ein

nium (14.02.2014). Das WIPP ist ein Endlager für

gelbliches Gel war aus den Fässern ausgetreten

radioaktive Abfälle in der Nähe von Carlsbad, New

und hat die Fassmäntel leicht kontaminiert. Eine

Mexico, das in einer rund 600 Meter mächtigen

Ursachenanalyse hat gezeigt, dass die Alkali­Kiesel­

Salzgesteinsschicht erstellt wurde und seit 1999 in

säure­Reaktion (Alkali­Silica­Reaction ASR) wahr­

Betrieb ist. Die Abfälle stammen aus militärischen

scheinlich für die Gel­Bildung verantwortlich ist.

Anlagen der USA, nicht aus dem Betrieb von Kern­

Weitere Untersuchungen sind im Gang. Die radio­

kraftwerken, und werden in etwa 500 m Tiefe ein­

chemische Analyse des Gels zeigt, dass es sich

gelagert. Trotz Warnung durch ein untertägiges

um ein Natriumsilikat handelt und dass es mit

Messsystem und automatischer Umschaltung der

Cäsium­137 kontaminiert ist. Sowohl in den Kondi­

Abluft auf ein gefiltertes System wurde ein gerin­

tionierungsverfahren für die Konzentrate als auch

ger Anteil an den Filtersystemen vorbei in die Um­

für die Harze wird Natriumhydroxid zugegeben,

welt freigesetzt und konnte innerhalb und ausser­

um Borsäure zu neutralisieren, bevor Zement,

halb des WIPP­Areals nachgewiesen werden.

Sand, Wasser und Konzentrat gemischt werden.

Die Untersuchungen der Vorkommnisse waren per

Ein vergleichbarer Fall aus schweizerischen Kernan­

Ende 2014 noch nicht abgeschlossen. Seit den Vor­

lagen ist dem ENSI bisher nicht bekannt. Im Sinne

kommnissen hat sich das ENSI mit den dazu ver­

der Anforderungen der Richtlinie ENSI­B05 «Anfor­

fügbaren Zwischenberichten beschäftigt. Insbe­

derungen an die Konditionierung radioaktiver Ab­

sondere wurde dabei geklärt, ob die Erkenntnisse

fälle» erachtet es das ENSI jedoch als notwendig,

aus beiden Vorkommnissen Auswirkungen auf

die Übertragbarkeit dieses Vorkommnisses auf die

ähnliche geplante Anlagen in der Schweiz oder auf

Konditionierungsverfahren sowie auf entspre­

die behördlichen Vorgaben und Richtlinien in der

chende Abfallgebinde aus vergangener Produktion

Schweiz haben. Der Abschlussbericht der US­Un­

in den schweizerischen Kernanlagen zu überprü­

tersuchungskommission liegt gegenwärtig noch

fen. Das ENSI hat somit die Betreiber zu einer Stel­

nicht vor, so dass auch das ENSI bisher noch keine

lungnahme zur Situation in ihrer Anlage mit allfäl­

abschliessende Bewertung der Vorkommnisse vor­

ligen Massnahmen aufgefordert.

nehmen konnte. Das ENSI wird über das Vor­

Die Betreiber der schweizerischen Kernanlagen ha­

kommnis ausführlicher berichten, sobald diese Be­

ben die Übertragbarkeit des Vorkommnisses in ih­

wertung möglich ist.

rer Anlage beurteilt. Die Abfallgebinde werden ge­ mäss Richtlinie ENSI­G04 «Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebran­ nte Brennelemente» jährlich inspiziert. Bei diesen Inspektionen wurde noch nie ein Austritt von Gel beobachtet. Die Betreiber werden zum heutigen Zeitpunkt keine Sofortmassnahmen treffen und möchten den Bericht mit der definitiven Ursachen­ abklärung aus Doel abwarten. Das ENSI hat nach Vorliegen des angekündigten Berichts mit der defi­ nitiven Ursachenabklärung eine aufdatierte Stel­ lungnahme von den Betreibern gefordert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

3. Internationale Zusammenarbeit Die internationale Zusammenarbeit des ENSI dient

Das ENSI setzt sich international dafür ein, dass

zur ständigen Verbesserung der nuklearen Sicher­

die Erkenntnisse zu Themen der nuklearen

heit und Sicherung sowie zur Stärkung der nuklea­

Sicherheit transparent kommuniziert werden.

ren Aufsicht in der Schweiz durch die aktive Mitwir­

Das ENSI setzt sich dafür ein, dass international

kung am internationalen regulatorischen Informa­

ein offener und konstruktiver Erfahrungsaus­

tions­ und Erfahrungsaustausch. Um dieses Ziel zu

tausch stattfindet.

erreichen, hat das ENSI im Jahr 2014 eine Strategie zur internationalen Zusammenarbeit erarbeitet.1

3. Kompetenz

Die Strategie legt fest, welche Ziele das ENSI auf in­

Die Mitarbeitenden des ENSI kennen den interna­

ternationaler Ebene verfolgt, welche Positionen es

tionalen Stand von Wissenschaft und Technik in

in Gremien vertritt und welchen Schwerpunkten es

ihren Fachgebieten.

sich annimmt.

Das ENSI bringt seine Kompetenz in die interna­

Das ENSI verfolgt auf internationaler Ebene vier

tionalen Gremien ein, um die internationalen Si­

strategische Ziele:

cherheitsvorgaben mitzugestalten und sich für si­ cherheitsgerichtete Anforderungen einzusetzen.

1. Präsenz

Das ENSI fördert die Weiterentwicklung des

Das ENSI ist in den massgebenden internatio­

Standes von Wissenschaft und Technik durch

nalen Gremien für den Informations­ und Er­

Beiträge an die regulatorische Sicherheitsfor­

fahrungsaustausch, die Weiterentwicklung des

schung und Mitarbeit in den wichtigen interna­

Standes von Wissenschaft und Technik sowie

tionalen Fachgremien.

die Harmonisierung der Sicherheitsvorgaben

Das Regelwerk und die Aufsichtstätigkeit des

vertreten.

ENSI berücksichtigen die aktuellen internationa­

Das ENSI übernimmt in diesen Gremien eine

len Sicherheitsvorgaben, sowie die Lehren aus

Vorreiterrolle für die ständige Verbesserung der

wichtigen Vorkommnissen und Inspektionsbe­

nuklearen Aufsicht auf globaler Ebene und

funden in ausländischen Kernanlagen.

nimmt dadurch seine Verantwortung gemein­ sam mit den weiteren relevanten Akteuren auf Bundesebene wahr.

4. Unabhängigkeit Die Schweiz erfüllt die Anforderungen der IAEA an die effektive Unabhängigkeit der staatlichen

2. Transparenz

Aufsicht über die Kernanlagen und ­Materialien

Das ENSI informiert die Öffentlichkeit über

vollumfänglich.

seine internationalen Aktivitäten. Dabei berich­

Das ENSI konsultiert international anerkannte

tet es über Ergebnisse internationaler Konfe­

Experten, um Zweitmeinungen zu Aufsichtsent­

renzen, Entwicklungen in den Bereichen Wis­

scheiden einzuholen und diese fachlich noch

senschaft, Technik, internationale Standards

breiter abzustützen.

und Regelwerk sowie über Lehren aus Vor­

Das ENSI überprüft systematisch, ob das schwei­

kommnissen in ausländischen Kernanlagen.

zerische Regelwerk für die nukleare Sicherheit

Das ENSI veröffentlicht die periodischen Län­

und Sicherung den aktuellen internationalen

derberichte der Schweiz zur Einhaltung inter­

Vorgaben entspricht, und es lässt periodisch von

nationaler Übereinkommen sowie die Berichte

internationalen Experten überprüfen, ob es die

der internationalen Experten, die das ENSI oder

Anforderungen der IAEA erfüllt.

die Schweizer Kernanlagen hinsichtlich Erfül­ lung der Anforderungen der IAEA überprüfen.

1

Siehe dazu: http://www.ensi.ch/de/2014/09/17/ensi-gibt-sich-eine-strategie-fuer-internationale-zusammenarbeit/

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

95

Das ENSI setzt sich international dafür ein, dass

energieagentur IAEA weiter ausgeführt, auf die sich

die nuklearen Aufsichtsbehörden unabhängig

wiederum die Safety Reference Levels der Western

gebildet werden und unabhängig handeln kön­

European Nuclear Regulators‘ Association WENRA

nen.

abstützen.

Das ENSI ermutigt die internationale Staatenge­

Für die internationale Zusammenarbeit ist auch die

meinschaft, unabhängige internationale Über­

regulatorische Sicherheitsforschung bedeutsam.

prüfungsmissionen der nationalen Aufsichtsbe­

Die Forschungsprojekte dazu werden in Kapitel 1

hörden und Kernanlagen durchzuführen.

beschrieben. Vor allem die Forschungsprojekte der

Zusätzliches Fundament für die internationale Zu­

Kernenergieagentur NEA der Organisation für

sammenarbeit des ENSI bilden, neben dem schwei­

wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung

zerischen rechtlichen Rahmen, verschiedene inter­

OECD, die durch Fachbeiträge zahlreicher For­

nationale Übereinkommen. Zu diesen gehören:

schungsinstitutionen in den Mitgliedsstaaten un­

– Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Con­

terstützt werden, sind hervorzuheben. Beispiele

vention on Nuclear Safety), – Übereinkommen über den physischen Schutz von

Institutionen aus 20 Staaten getragen wird (siehe

Kernmaterial (Convention on the Physical Protec­

Kapitel 1.1.1), und die internationale Vorkommnis­

tion of Nuclear Materials),

datenbank (International Reporting System IRS,

– Gemeinsames Übereinkommen über die Sicher­

96

hierfür sind das Halden Reactor Project, das von

siehe Kapitel 2), welche von der IAEA und der NEA

heit der Behandlung abgebrannter Brennelemente

gemeinsam geführt wird.

und über die Sicherheit der Behandlung radioak­

Auch in diesem Berichtsjahr stand die internatio­

tiver Abfälle (Joint Convention on the Safety of

nale Zusammenarbeit im Zeichen der Lehren aus

Spent Fuel Management and on the Safety of Ra­

dem nuklearen Unfall in den Blöcken 1 bis 4 des

dioactive Waste Management),

Kernkraftwerks Fukushima Daiichi, der sich infolge

– Übereinkommen über die frühzeitige Benach­

des Erdbebens und Tsunamis vom 11. März 2011

richtigung bei nuklearen Unfällen (Convention

in Japan ereignete. In der Europäischen Union EU

on Early Notification of a Nuclear Accident) und

wurde die überarbeitete Richtlinie zur nuklearen Si­

– Übereinkommen über Hilfeleistung bei nuklearen

cherheit verabschiedet und am 14. August 2014 in

Unfällen oder strahlungsbedingten Notfällen

Kraft gesetzt. Die Richtlinie verfolgt das Ziel, die

(Convention on Assistance in the Case of a Nuc­

nukleare Sicherheit aufrechtzuerhalten und konti­

lear Accident or Radiological Emergency).

nuierlich zu verbessern. Ebenfalls hat die WENRA

Die Grundsätze dieser Übereinkommen werden in

die Überarbeitung der Safety Reference Levels für

den sog. Safety Standards der Internationalen Atom­

bestehende Reaktoren im Lichte der Erkenntnisse

Abbildung 1: Die 6. Reguläre Über­ prüfungskonferenz der CNS hat entschieden, einen Schweizer Vor­ schlag zur Änderung der Konvention an eine Diplomatische Konfe­ renz weiterzureichen. Quelle: IAEA.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

aus dem Unfall in Fukushima abgeschlossen und im

schädlichen Auswirkungen der Radioaktivität zu

September veröffentlicht.2 Im Rahmen der 6.

schützen. Die Schweiz hat das Übereinkommen im

regulären Überprüfungskonferenz des Überein­

Oktober 1995 unterzeichnet und im September

kommens über Nukleare Sicherheit (CNS) sind die

1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien haben sich

von der Arbeitsgruppe zur Effizienz und Transparenz

verpflichtet, die Grundsätze des Übereinkommens

erarbeiteten Vorschläge zur Stärkung der CNS ver­

anzuwenden, und erstellen hierzu alle drei Jahre ei­

abschiedet worden (Abbildung 1). Zudem hat die

nen Länderbericht. Die Berichte werden im Rahmen

Konferenz entschieden, eine Diplomatische Konfe­

einer Konferenz bei der IAEA in Wien überprüft.

renz einzuberufen, um einen Schweizer Vorschlag

Die sechste reguläre Überprüfungskonferenz der

zur Änderung der Konvention vertiefter zu diskutie­

CNS fand vom 24. März bis 4. April 2014 in Wien

ren. Diese führte schliesslich im Februar 2015 zu ei­

statt. Die Schweiz erhielt dabei gute Noten. Unter

ner gemeinsamen Erklärung aller Vertragsparteien.

anderem wurde das Verfahren gelobt, wie die Erd­

Die internationale Zusammenarbeit ist ein Stütz­

bebengefährdung für die Standorte der Kernkraft­

pfeiler der unabhängigen Aufsichtstätigkeit des

werke in der Schweiz ermittelt wurde. Die Schweiz

ENSI. Bei der IAEA und der NEA wirkt das ENSI in

hat im PEGASOS Refinement Project ein Verfahren

rund 50 Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt

gemäss dem sogenannten SSHAC Level 4 ange­

man die internationalen Behördenorganisationen,

wendet, die höchste und damit anspruchsvollste

die bilateralen Kommissionen mit den Nachbarlän­

Stufe eines international anerkannten Vorgehens.

dern, die Mitgliedschaft in internationalen Fach­

Als empfehlenswerte Praxis bezeichneten die inter­

verbänden und die EU­Institutionen hinzu, in de­

nationalen Experten das seit vielen Jahren prakti­

nen das ENSI Beobachterstatus hat, resultieren

zierte laufende Nachrüsten der Kernkraftwerke

über 70 Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI

und darüber hinaus folgende Punkte:

permanent Einsatz haben (siehe Anhang B). Für

– die vertiefte Auseinandersetzung mit der Sicher­

mehrere dieser Gremien organisiert das ENSI perio­

heitskultur;

disch Veranstaltungen in der Schweiz. Zum inter­

– der jährlich aktualisierte Aktionsplan Fukushima;

nationalen Engagement hinzu kommen die Teil­

– das Externe Lager in Reitnau.

nahme von ENSI­Experten an internationalen

Die Überprüfungskonferenz hat auch zukünftige

Symposien sowie Besuche ausländischer Delegati­

Herausforderungen für die Schweiz identifiziert,

onen beim ENSI.

vor allem in Bezug auf die Restlaufzeit und Stillle­

Die Zusammenarbeit mit internationalen Organi­

gung von Kernkraftwerken:

sationen stützt sich auf Art. 87 und Art. 104 des

– Die Fertigstellung von ENSI­Richtlinie G17 (kurz

Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale

nach der Überprüfungskonferenz fertiggestellt

als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt. Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätigkeit wichtigsten internationalen Gremien und Aktivitä­ ten des ENSI im Berichtsjahr zusammengefasst.

und veröffentlicht, siehe www.ensi.ch); – Nachrüstungen und Restlaufzeit des Kernkraft­ werks Mühleberg KKM bis 2019; – Personalsituation, Kompetenz und Motivation der Mitarbeitenden für die Restlaufzeit des KKM; – Die anschliessende Stilllegung des KKM.

3.1 Internationale Übereinkommen

Die 6. reguläre Überprüfungskonferenz hat sich auch mit den Resultaten der Working Group on Effectiveness and Transparency befasst. Diese war

3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit

ein Ergebnis der ausserordentlichen Konferenz vom August 2012. Die Arbeitsgruppe sollte Vor­ schläge erarbeiten, wie die Prinzipien, der Überprü­

Das internationale Übereinkommen über nukleare

fungsprozess und die Erstellung der Länderberichte

Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat

des Übereinkommens gestärkt werden können.

das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nuklearen

Die Gruppe hatte, unter massgeblicher Beteiligung

Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhalten. Es

des ENSI, im Zuge mehrerer Sitzungen während

sollen wirksame Vorkehrungen in Kernkraftwerken

des Jahres 2013 einen ausführlichen Bericht er­

gegen mögliche strahlungsbedingte Gefahren ge­

stellt, in dem 68 Verbesserungen für die CNS und

schaffen werden, um Menschen und Umwelt vor

dessen Überprüfungsprozess vorgeschlagen wur­

Siehe dazu: http://www.wenra.org/media/filer_public/2014/09/19/wenra_safety_reference_level_for_existing_reactors_ september_2014.pdf

2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

97

Abbildung 2: ENSI­Direktor Hans Wanner an der 6. Überprüfungskonfe­ renz der CNS in Wien. Quelle: ENSI.

98

den. Diese wurden an der sechsten Überprüfungs­

onalen Organisationen in Wien gemeinsam gelei­

konferenz vertieft diskutiert und verabschiedet.

tet wurde. Basierend auf deren Vorarbeiten wurde

Zusätzlich wurde der Schweizer Vorschlag zur Er­

bei der Diplomatischen Konferenz im Februar 2015

weiterung von Artikel 18 der Konvention intensiv

keine Änderung der Konvention, sondern eine ge­

diskutiert (Abbildung 2). Der Vorschlag forderte

meinsame Erklärung aller Vertragsstaaten be­

die folgende Ergänzung des Vertrages:

schlossen, deren Einhaltung bei zukünftigen Über­

Nuclear power plants shall be designed and con­

prüfungskonferenzen kontrolliert werden wird.

structed with the objectives of preventing acci­ dents and, should an accident occur, mitigating its effects and avoiding releases of radionuclides causing long­term off­site contamination. In order to identify and implement appropriate safety im­ provements, these objectives shall also be applied

3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle

at existing plants. Damit soll das fundamentale Auslegungsprinzip

Ziel

der Reaktoren der dritten Generation verbindlich

(«Joint Convention») ist es, in den Vertragsstaaten

festgelegt und eine Nachrüstpflicht für beste­

ein hohes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Be­

hende Kernkraftwerke gefordert werden.

handlung und Lagerung abgebrannter Brennele­

Nach einer Abstimmung ist eine Mehrheit der an­

mente und radioaktiver Abfälle zu erreichen und

wesenden Vertragsparteien der CNS der Schweiz

zu erhalten. Die Schweiz hat die Joint Convention

dieses

internationalen

Übereinkommens

gefolgt und hat den Willen bekundet, die Konven­

1997 unterzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei

tion zu ändern. Eine Änderung der Konvention ist

der CNS sind die Vertragsparteien verpflichtet, die

unmittelbar nur durch einstimmigen Beschluss al­

Grundsätze des Übereinkommens anzuwenden,

ler Vertragsparteien möglich. Die Mehrheit reichte

und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbe­

aber, um eine sogenannte Diplomatische Konfe­

richt. Vom 11. bis 22. Mai 2015 wird in Wien die 5.

renz zum Schweizer Vorschlag herbeizuführen. Im

Überprüfungskonferenz stattfinden, an der das

Hinblick darauf wurde eine informelle Arbeits­

ENSI die Schweiz vertreten wird. Der Schweizer

gruppe ins Leben gerufen, die vom argentinischen

Länderbericht wurde fristgerecht im Oktober 2014

Botschafter bei den Vereinten Nationen in Wien

bei der IAEA eingereicht.

und vom Schweizer Botschafter bei den internati­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Im Mai 2014 hat zusätzlich eine ausserordentliche

RSC der OSPAR, das sich mit der Einleitung von

Überprüfungskonferenz stattgefunden. Ihr Ziel war

Radioaktivität in die Nordsee und den Nordostat­

es, die Richtlinien zum Überprüfungsprozess und

lantik befasst. Das Ziel der OSPAR im Bereich radio­

zur Erstellung der Länderberichte zu verbessern. Da­

aktive Substanzen ist es, die künstlich eingetragene

bei wurden die folgenden Anpassungen vorgenom­

Radioaktivität bis zum Jahr 2020 so weit wie mög­

men, die von der Schweiz aktiv unterstützt wurden:

lich zu reduzieren. Im Jahre 2014 fanden zu diesem

Zum Überprüfungsprozess (INFCIRC 603):

Abkommen keine spezifischen Aktivitäten statt.

– Mehr Transparenz für die Vertragsparteien in Be­ zug auf die Bewertungen aller Länder im Zuge der Arbeit der Country Groups (ohne diese öffentlich

3.2 Multilaterale Zusammenarbeit

zu machen) – Präzisierung der Bewertungen «gute Praxis»

(Good Practices), «Verbesserungsvorschläge»

3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA

(Suggestions) und «Herausforderungen» (Chal­ lenges);

Die IAEA mit Hauptsitz in Wien unterstützt die

– Organisatorische Neuerungen zur besseren Nut­

sichere und friedliche Nutzung der Kerntechnik. Sie

zung der bei den Überprüfungskonferenzen ver­

wurde 1957 als «Atoms for Peace»­Organisation

fügbaren Zeit;

der Vereinten Nationen gegründet und hat heute

– Technische Fragen zur Aufschaltung der Länder­

162 Mitgliedsstaaten. Sie richtet ihre Arbeit auf die

berichte sowie von Fragen/Antworten auf der

nukleare Sicherheit sowie die Sicherung und Über­

IAEA­Website.

wachung spaltbarer Kernmaterialien aus. Weiter

Zu den Länderberichten (INFCIRC 604):

fördert die IAEA die Forschung und Technik für die

– Die Beschreibung von internationalen Überprü­

Anwendung ionisierender Strahlung in der Medi­

fungsmissionen und deren Ergebnissen; – Bessere Berücksichtigung der Safety Standards der IAEA;

zin, Nahrungsmittelsicherheit, Landwirtschaft und Umweltüberwachung. Das höchste Gremium der IAEA ist die Generalkonferenz der Mitgliedsstaaten,

– Behandlung der bei der letzten Überprüfungs­

die normalerweise einmal jährlich tagt. Das ENSI ist

konferenz beim jeweiligen Land identifizierten

in zahlreichen Kommissionen und Arbeitsgruppen

Challenges und Suggestions;

der IAEA vertreten (siehe Anhang B).

– Beschreibung von Massnahmen zur Sicherstel­

Seit 2014 ist die Schweiz wiederum Vollmitglied im

lung der Unabhängigkeit der Aufsichtsbehörden.

Gouverneursrat der IAEA. Der Direktor des Bundes­ amtes für Energie, Walter Steinmann, wurde vom

3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks

Bundesrat als Gouverneur eingesetzt. Das ENSI nimmt an den Sitzung des Gouverneursrates aktiv teil. Der Gouverneursrat ist der Lenkungsausschuss der IAEA und tagt mehrmals jährlich. Ihm gehören

Das nach den beiden Vorläufer­Verträgen – der

35 Mitgliedsländer an, die in einem Turnus von der

OSLO­Konvention (OSCOM) von 1972 und der Pa­

IAEA­Generalkonferenz gewählt werden. Der Gou­

ris­Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte

verneursrat fasst operative Entscheide der IAEA

OSPAR­Übereinkommen wurde 1992 in Paris abge­

und bereitet die Entscheide der IAEA­Generalkon­

schlossen und trat am 25. März 1998 nach der Rati­

ferenz vor bzw. nach.

fikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die Ver­ tragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland, Dä­

3.2.1.1 IAEA Safety Standards

nemark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien,

Das Sicherheitsniveau von Kernanlagen soll welt­

Irland, Island, Luxemburg, Norwegen, Niederlande,

weit einen vergleichbar hohen Stand haben. Das

Portugal, Spanien, Schweden sowie die Europä­

international geforderte Niveau wird von der IAEA

ische Union verpflichten sich, die Meeresver­

erarbeitet und in den Safety Standards definiert

schmutzung als Folge menschlicher Aktivitäten zu

(www­ns.iaea.org/standards). Sie reflektieren den

bekämpfen. Beispielsweise verbietet das Überein­

Stand von Wissenschaft und Technik und werden

kommen die Abfallversenkung sowie die Verbren­

aktualisiert, wenn sich neue Erkenntnisse aus

nung von Abfällen auf See. Das ENSI vertritt die

Betriebserfahrung oder Forschung ergeben. Die

Schweiz im Komitee über radioaktive Substanzen

Safety Standards umfassen alle Themenbereiche

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

99

der Reaktorsicherheit, des Strahlenschutzes, des

SSG­26: Advisory Material for the IAEA Regu­

Transports nuklearer Güter und der Entsorgung ra­

lations for the Safe Transport of Radioactive

dioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich in drei hierar­

Material (2012 Edition)

chische Stufen:

GSR Part 6: Decommissioning of Facilities General

− In den 2006 publizierten Fundamental Safety

SSG­27: Criticality Safety in the Handling of

nukleare Sicherheit als Voraussetzung für das

Fissile Material

übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und

SSG­28: Commissioning for Nuclear Power Plants

Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisieren­

SSG­29: Near Surface Disposal Facilities for

der Strahlung» ausgeführt.

Radioactive Waste Specific Safety Guide

− Die Safety Requirements konkretisieren diese

SSG­30: Safety Classification of Structures,

Grundprinzipien und legen themenspezifische

Systems and Components in Nuclear Power

Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher­

Plants

heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll­Be­

SSG­31: Monitoring and Surveillance of Radio­

stimmungen» formuliert.

active Waste Disposal Facilities

− Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety

100

Safety Requirements Part 6

Principles werden 10 Grundprinzipien für die

TS­G­1.6: Schedules of Provisions of the IAEA

Requirements weiter aus und schlagen Mass­

Regulations for the Safe Transport of Radio­

nahmen und Verfahren zur Einhaltung der Sa­

active Material (2009 Edition)

fety Requirements vor. Die Empfehlungen in den

NS­R­5: Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities

Safety Guides sind als «Sollten­Bestimmungen»

In Folge des nuklearen Unfalls im japanischen Fuku­

formuliert und zeigen Wege auf, wie die Umset­

shima einigten sich die Mitgliedsstaaten an der

zung der Safety Requirements erfolgen kann.

Generalkonferenz vom September 2011 auf einen

Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung

IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit diesem

der Massnahmen sollte aber begründet oder es

Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwilligen –

sollte eine gleichwertige andere Massnahme er­

Massnahmen, um die nukleare Sicherheit weltweit

griffen werden.

zu verbessern. Die Schweiz hat die Verabschiedung

Die Safety Principles und Requirements werden vom

dieses Aktionsplanes begrüsst und arbeitet derzeit

Board of Governors, einem Ausschuss von 35 Mit­

aktiv an der Umsetzung der einzelnen Massnah­

gliedsstaaten der IAEA, verabschiedet, die Safety Gui­

men.

des vom Generaldirektor der IAEA. Die Commission entwicklung der Safety Standards. Der CSS sind vier

3.2.1.2 Integrated Regulatory Review Service (IRRS)

Fachkomitees zugeordnet, bestehend aus Experten

Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit ei­

der Mitgliedsstaaten, die mit Unterstützung des IAEA­

nem internationalen Expertenteam, ob dessen Nuk­

Sekretariats die Safety Requirements und Guides

learaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die Schweiz

erarbeiten: Nuclear Safety Standards Committee

hat diese internationale Überprüfung in Art. 2 Abs.

(NUSSC, Reaktorsicherheit), Radiation Safety Stan­

3 der ENSI­Verordnung gesetzlich verankert: «Es

dards Committee (RASSC, Strahlenschutz), Waste Sa­

[Das ENSI] lässt sich periodisch im Hinblick auf die

fety Standards Committee (WASSC, Umgang mit ra­

Erfüllung der Anforderungen der IAEA durch ex­

dioaktiven Abfällen) und Transport Safety Standards

terne Expertinnen und Experten überprüfen.»

Committee (TRANSSC, Transporte nuklearer Güter).

Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf­

Das ENSI ist in allen vier Fachkomitees vertreten.

sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukleare

Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer

Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unterlagen,

Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den Mit­

Beobachtungen und Gesprächen mit den Behör­

gliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI noch­

den verfasst das Expertenteam – zumeist hochran­

mals die Möglichkeit, Änderungswünsche einzubrin­

gige Vertreter der Aufsichtsbehörden von IAEA­

gen. Folgende Safety Standards wurden bei der IAEA

Mitgliedsländern – einen Bericht, in dem es auf

im Berichtsjahr verabschiedet:

Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf gute

on Safety Standards (CSS) leitet die ständige Weiter­

GSG­5: Justification of Practices, Including

Praxis hinweist. Etwa drei Jahre nach einer IRRS­

Non­medical Human Imaging

Mission wird im Rahmen einer Folgemission über­

GSG Part 3: Radiation Protection and Safety of

prüft, inwieweit das geprüfte Land die Empfehlun­

Radiation Sources: International Basic Safety Stan­

gen des Expertenteams umgesetzt hat.

dards

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts­

korea teilgenommen, wobei letztere vom Stellver­

behörde bereits 1998 überprüfen (damals Interna­

tretenden ENSI­Direktor Georg Schwarz geleitet

tional Regulatory Review Team IRRT genannt). Die

wurde (Abbildung 3). Die Erfahrungen zeigen, dass

Empfehlungen aus dieser Überprüfung und der

durch Teilnahme an solchen internationalen Exper­

Folgemission von 2003 trugen massgeblich dazu

tenüberprüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für

bei, dass das ENSI eine unabhängige öffentlich­

die Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden.

rechtliche Anstalt des Bundes geworden ist und

Den Anstoss für die Einführung von Werksinspek­

nach einem integrierten Aufsichtskonzept arbeitet.

toren gab beispielsweise die Teilnahme an einer

Erneut erfolgte eine Überprüfung der Schweiz im

IRRS­Mission nach Grossbritannien.

November 2011, an der 24 Experten aus 14 Nationen beteiligt waren. Die IAEA hat den Schluss­

3.2.1.3 IAEA-Datenbanken

bericht der Überprüfungsmission des Integrated

Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über 20

Regulatory Review Service IRRS im Mai 2012 ab­

Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke,

geschlossen. Darin sind 19 Hervorhebungen von

Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven

guter Praxis, 12 Empfehlungen und 18 Anregun­

Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich. An

gen enthalten (siehe auch www.ensi.ch ▶Dossiers

zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken ar­

▶IRRS­Mission 2011). Das ENSI entwickelte im

beitet das ENSI mit. Diese sind das Power Reactor

Jahre 2012 einen Massnahmenplan für die Umset­

Information System (PRIS) und das International

zung der Empfehlungen. Die Umsetzung der

Nuclear Information System (INIS).

Massnahmen ist auf gutem Weg. Bis Ende 2014

PRIS gibt es schon seit mehr als 40 Jahren und ist

sind fast alle an das ENSI gerichtete Empfehlungen

als Informationsquelle für die Kernkraftwerke ein­

realisiert worden. Der detaillierte Umsetzungsplan

zigartig. Die Grunddaten über die Kernkraftwerke

der IRRS­Empfehlungen ist auf der Website des

der Welt werden beispielsweise von folgenden Or­

ENSI ersichtlich: (www.ensi.ch ▶Suchbegriff: IRRS

ganisationen genutzt: IAEA, OECD, Europäische

Massnahmenplan). Derzeit bereitet sich das ENSI

Kommission, World Energy Council, International

auf die im April 2015 stattfindende IRRS­Follow­

Centre for Theoretical Physics ICTP, Europäischer

Up Mission in der Schweiz vor.

Verband für Strom­ und Wärmeerzeugung, World

Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS­Pro­

Nuclear Association und die World Association of

gramm der IAEA und stellte bisher Experten für 22

Nuclear Operators. Aus den Datensätzen in PRIS

Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur Ver­

erstellt die IAEA jährlich die Publikationen Nuclear

fügung. Drei dieser Missionen wurden vom ENSI

Power Reactors in the World, Country Nuclear Po­

geleitet. Im Berichtsjahr hat das ENSI an den Mis­

wer Profiles und Operating Experience with Nuc­

sionen in Frankreich, den Niederlanden und in Süd­

lear Power Stations in Member States. Die wich­

101

Abbildung 3: Das Team der IRRS Follow­Up Mission in Südkorea. Quelle: ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

tigsten Daten sind im Internet unter www.iaea.org/

haben eine Reihe von permanenten Arbeitsgruppen

pris abrufbar.

und speziellen Gruppen, die ad hoc zur Bearbeitung

Die Datenbank für Kernenergieliteratur (Interna­

aktueller Themen eingesetzt werden. Im Bereich

tional Nuclear Information System INIS) wurde

Strahlenschutz ist das Committee on Radiation Pro­

1970 gestartet, indem bereits existierende Litera­

tection and Public Health (CRPPH) aktiv und im Be­

tursammlungen (Nuclear Science Abstracts) einzel­

reich Entsorgung das Radioactive Waste Manage­

ner Staaten, vor allem der USA, der ehemaligen

ment Committee (RWMC). Zur Unterstützung der

Sowjetunion und Grossbritanniens zusammenge­

Aktivitäten dienen wissenschaftliche Datenbanken.

führt wurden. Seither wurde die Datenbank konti­

Geleitet und überwacht wird die ganze Organisa­

nuierlich vergrössert und ihre Funktionen wurden

tion vom Steering Committee for Nuclear Energy.

verbessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm­Ver­ sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst

3.2.2.1 Steering Committee for Nuclear Energy

über CD­Versand ab 1992, später über Internet.

Zusammen mit dem Bundesamt für Energie vertritt

Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds­

das ENSI die Schweiz im Steering Committee. Die­

länder, sondern frei im Internet unter http://www.

ses überwacht die Arbeit der Kommissionen, er­

iaea.org/inis/ zugänglich. Derzeit enthält die Da­

stellt die Strategie und genehmigt die Zweijahres­

tenbank über 3,5 Mio. Einträge.

Arbeitspläne sowie das Budget der NEA. Im Jahre 2014 wurde unter anderem über Möglichkeiten

102

3.2.2 Kernenergieagentur NEA der OECD

zur engeren Zusammenarbeit mit Nicht­Mitglieds­

Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency

staaten diskutiert. Insbesondere mit China strebt

NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam­

die NEA eine verstärkte Kooperation an und hat

menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die si­

deshalb eine Absichtserklärung auf dem Gebiet der

chere und friedliche Nutzung der Kernenergie. Mit

Kernenergiesicherheit und Strahlenschutz mit der

dem Beitritt von Russland im Jahre 2013 sind nun

Chinesischen Aufsichtsbehörde NNSA abgeschlos­

31 der 34 OECD­Staaten Mitglied der NEA. Zusam­

sen. Diese zielt darauf ab, Erfahrungen über Lizen­

men verfügen sie über rund 90% der weltweiten

zierung, wirksame Regulierung und Aufsicht der

nuklearen Stromerzeugungskapazität. Die NEA mit

Kernanlagen auszutauschen. Die Vereinbarung be­

Sitz bei Paris unterstützt ihre Mitgliedsländer bei

trifft auch die Zusammenarbeit bei der nuklearen

der Weiterentwicklung der technischen, wissen­

Sicherheitsforschung, die Entwicklung des interna­

schaftlichen und rechtlichen Grundlagen. Sie för­

tionalen Regelwerks und die Durchführung von

dert das gemeinsame Verständnis für Schlüssel­

Analysen, die wesentlich für die sichere und um­

fragen der nuklearen Sicherheit und erarbeitet

weltfreundliche Nutzung der Kernenergie sind.

Stellungnahmen, die den Mitgliedsstaaten als Ent­

Neben unten aufgeführten Arbeiten der Kommis­

scheidungsbasis dienen können. Die Kernkompe­

sionen wurde auch die Sicherstellung der weltwei­

tenzen der NEA sind die Reaktorsicherheit, Aufsicht

ten Versorgung der Medizin mit Radioisotopen

über Kernanlagen, Entsorgung radioaktiver Ab­

diskutiert, weil ein Teil der Reaktoren, in denen ins­

fälle, Strahlenschutz, wirtschaftliche und techni­

besondere das Isotop Molybdän­99 erzeugt wird,

sche Analysen des Brennstoffkreislaufs, Kernener­

in den kommenden Jahren abgeschaltet werden

gierecht und ­haftpflicht, ökonomische und gesell­

soll.

schaftliche Fragen sowie die Information der von Forschungsvorhaben auf diesen Gebieten. Die

3.2.2.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

Öffentlichkeit. Die NEA unterstützt eine Vielzahl meisten der NEA­Berichte sind frei auf dem Internet

Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nuklearen

erhältlich unter http://www.oecd­nea.org/pub. Im

Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr und

Berichtsjahr ist der US­Amerikaner William Mag­

diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit von

wood neuer Vorsitzender der NEA geworden.

Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus dieser

Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei

Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in Ar­

Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu­

beitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das

latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwer­

CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen:

punktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht,

− Working Group on Operating Experience

das Committee on the Safety of Nuclear Installa­ tions (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich der

(WGOE); − Working Group on Inspection Practices (WGIP);

Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommissionen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

− Working Group on Public Communication of Nuclear Regulatory Organisations (WGPC); − Working Group on the Regulation of New Reac­ tors (WGRNR).

mit Beteiligung von Inspektoren aus anderen Län­ dern) durchgeführt. Die Inspektion fand im KKW Si­ zewell B (UK) statt. Als Beobachter nahmen Teilneh­ mer aus den USA, Schweden und Spanien teil.

Das ENSI ist in allen Gruppen ausser der WGRNR

Die Kommunikation mit der Öffentlichkeit ist eine

vertreten. An den CNRA­Tagungen erstatten die

wichtige Aufgabe der Aufsichtsbehörden. Die

Arbeitsgruppen jeweils Bericht. Die CNRA koordi­

WGPC befasst sich mit den Themen Transparenz

niert – wie die anderen Kommissionen – die Tätig­

von Aufsichtsbehörden, Information der lokalen Be­

keiten der Arbeitsgruppen und genehmigt die Pu­

völkerung um Kernanlagen, Wahrnehmung der Be­

blikation von Berichten.

hörde in der Öffentlichkeit sowie Krisenkommunika­

Im Berichtsjahr hat die Arbeitsgruppe «Senior Level

tion. Der Bericht zur Kommunikationsstrategie von

Task Group on Defense in Depth» den Entwurf zu

Aufsichtsbehörden liegt im Entwurf vor und soll im

einem Bericht erstellt, der sich mit den speziellen

Sommer 2015 vom CNRA verabschiedet werden.

Herausforderungen des Konzepts der gestaffelten extreme Naturereignisse oder andere Mechanis­

3.2.2.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

Sicherheitsvorsorge beschäftigt, wie beispielsweise men für das Versagen mehrerer Sicherheitsebenen.

Das CSNI beschäftigt sich mit sicherheitstechni­

Das fertige Dokument soll beim Juni­Treffen 2015

schen Aspekten der Auslegung, des Baus, des Be­

der CNRA zur Verabschiedung vorgelegt werden.

triebs und der Stilllegung von Kernanlagen. Ziel ist

Die WGOE hat das Ziel, die nukleare Sicherheit

es, die Mitgliedsstaaten darin zu unterstützen, die

durch den Austausch betrieblicher Erfahrungen

nötigen technischen und wissenschaftlichen Kom­

insbesondere im Zusammenhang mit Vorkommnis­

petenzen für die Beurteilung der Sicherheit von

sen in Kernanlagen zu verbessern. Dazu betreibt

Kernanlagen zu erhalten und auszubauen. Das

die NEA zusammen mit der IAEA eine Vorkommnis­

CSNI verfolgt den Stand von Wissenschaft und

Datenbank, das International Reporting System for

Technik und erstellt darüber Berichte. Es fördert die

Operating Experience (IRS). Für das ENSI ist die

Koordination von Forschungs­ und Entwicklungs­

WGOE eine wichtige Quelle für Informationen zu

projekten in den Mitgliedsstaaten und veranlasst

Vorkommnissen und daraus abgeleiteten Lehren. In

eigene Programme in Bereichen mit gemeinsamen

der Folge von Fukushima wurden die Vor­ und

Interessen. Das CSNI tagt zweimal jährlich, disku­

Nachteile der Auslegung früher gebauter Kern­

tiert dabei aktuelle Themen der nuklearen Sicher­

kraftwerke gegenüber neuartigen Kernkraftwerk­

heit und der Forschung, bespricht laufende und

Designs erörtert. Die WGOE möchte die Thematik

beschliesst neue Projekte. Das umfangreiche Ar­

von gefälschten oder zumindest verdächtigen Kom­

beitsprogramm bestreiten folgende permanente

ponenten (non­conforming, counterfeit, fraudulent

Arbeitsgruppen:

and suspect items NCFSI) in Zukunft vertieft behan­

− Working Group on Integrity and Ageing of

deln weil in den vergangenen Jahren in einigen Mit­ gliedsländern solche Fälle aufgedeckt wurden. Dazu sollen in einer ersten Phase Meldekriterien

Components and Structures (WGIAGE); − Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA);

und Prozesse des Informationsaustauschs zwischen

− Working Group on Risk Assessment (WGRISK);

den Behörden definiert werden.

− Working Group on Human and Organisational

Die WGIP befasst sich mit Inspektionstätigkeiten in

Factors (WGHOF);

den Mitgliedsstaaten. Sie bewertet die Wirksamkeit

− Working Group on Fuel Safety (WGFS);

von Inspektionen und analysiert Inspektionsmetho­

− Working Group on Fuel Cycle Safety (WGFCS).

den und ­techniken im Zusammenhang mit aktuel­

Das ENSI ist im Komitee selbst und in allen erwähn­

len und zukünftigen Herausforderungen bei der

ten Arbeitsgruppen ausser der WGFCS vertreten.

Aufsicht über die Kernanlagen. Neben den halb­

Im Berichtsjahr wurde zudem entschieden, die im

jährlichen Treffen führt sie alle zwei Jahre einen

Vorjahr gebildete temporäre Themengruppe zu ex­

Workshop zu ausgewählten Themen mit einem er­

ternen natürlichen Ereignissen schrittweise zu einer

weiterten Teilnehmerkreis durch. Der zwölfte WGIP­

dauerhaft etablierten Arbeitsgruppe mit breitem

Workshop im Jahre 2014 hatte das Ziel, Empfehlun­

Themenspektrum umzugestalten. Längerfristig sol­

gen zu Inspektionspraktiken zu erarbeiten. Im Jahr

len nicht nur natürliche, sondern auch vom Men­

2014 wurde zudem eine Inspektion im Rahmen des

schen verursachte externe Ereignisse zu ihrem Auf­

NPP Observed Inspection Programme (Inspektionen

gabenfeld gehören.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

103

Daneben gibt es mehrere themenspezifische Grup­

cherheit weiter verbessern. Zudem fördert die Ar­

pen und Forschungsprojekte (Details siehe die In­

beitsgruppe die Entwicklung und Anwendung von

ternetseite des CSNI: www.oecd­nea.org/nsd/csni).

Methoden zur Analyse und Bewertung der sicher­

Die WGIAGE befasst sich mit der Integrität und Al­

heitsrelevanten Aspekte im Bereich Mensch und

terung mechanischer Komponenten und Beton­

Organisation. Im Berichtsjahr wurde ein Workshop

strukturen sowie der Erdbebensicherheit von Kern­

zum Thema «Verhalten von Operateuren in Ext­

anlagen und umfasst drei Untergruppen zu diesen

remsituationen» vom ENSI organisiert.

Themen. Im Berichtsjahr wurden Berichte zu fol­

Die WGFS befasst sich mit der Sicherheit von Kern­

genden Themen fertiggestellt und vom CSNI ver­

brennstoffen. Ein wichtiges Thema sind die Sicher­

abschiedet:

heitskriterien für das Verhalten von Brennstoffen

Zerstörungsfreie Untersuchung von Betonstruk­

unter Störfallbedingungen. Dazu zählen Kühlmit­

turen (Non­Destructive Evaluation of Thick­

telverlust­Störfälle (Loss of Cooling Accidents

Walled Concrete Structures);

LOCA) und Reaktivitätsstörfälle (Reactivity Initiated

Methode zur Beurteilung der Widerstandsfähig­

Accidents RIA). 2014 wurde ein Überblicksbericht

keit von Bauten gegen Flugkörper (Improving

zu Kühlmittelverlust und damit verbundenen Stör­

Robustness Assessment Methodologies for

fällen in Brennelement­Lagerbecken verabschiedet

Structures Impacted by Missiles);

(Spent Fuel Pools under Loss­of­Cooling and Loss­

Vergleich der in den Mitgliedsstaaten verwende­

of­Coolant Accident Conditions), ein weiterer Be­

ten Ansätze bezüglich Erdbebeneinwirkungen

richt zu Brennstoffschäden wurde aufdatiert.

auf Kernanlagen (Seismic Input Definition for Verschiedene Arten der Vorspannung des Be­

3.2.2.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

tons von Sicherheitsbehältern (Bonded or Un­

Das CRPPH hat den Auftrag, aktuelle Themen und

bonded Technologies for Nuclear Reactor Pre­

Problemstellungen im Strahlenschutz zu bearbei­

stressed Concrete Containments).

ten, deren Auswirkungen auf die Sicherheit abzu­

Nuclear Facilities, Current Practises);

104

Die WGAMA beschäftigt sich mit der Thermo­

schätzen und allenfalls geeignete Massnahmen zu

hydraulik des Reaktorkühlsystems sowie der Sicher­

empfehlen. Es fördert die Umsetzung wissen­

heits­ und Nebensysteme, dem Verhalten eines be­

schaftlicher Erkenntnisse in Vorgaben für den

schädigten Reaktorkerns, dem Schutz des Sicher­

Strahlenschutz und verfolgt die Ausbildung. Es ist

heitsbehälters (Containment) und den Vorgängen,

auch ein Forum für den Austausch von Information

die bei der Freisetzung von Spaltprodukten auftre­

und Erfahrungen zwischen den Aufsichtsbehörden

ten. Eine wichtige Grundlage für die Arbeitsgruppe

und international im Strahlenschutz tätigen Gre­

sind experimentelle Forschungsarbeiten, die hel­

mien wie ICRP (International Commission on Ra­

fen, die bei Störfallen auftretenden Phänomene zu

diological Protection), IAEA, WHO (World Health

verstehen und Computerprogramme für die Mo­

Organization), ILO (International Labour Organisa­

dellierung von Störfallabläufen zu entwickeln. Im

tion), UNSCEAR (United Nations Scientific Commit­

Jahre 2014 wurden insbesondere Berichte zum

tee on the Effects of Atomic Radiation) und IRPA

Stand der gefilterten Druckentlastung und zu Er­

(International Radiation Protection Association).

zeugung, Transport und Management von Wasser­

Das CRPPH hat mehrere Ad­hoc­Experten­ und

stoff bei schweren Unfällen fertiggestellt.

Arbeitsgruppen zu den Themen berufliche Strah­

Die WGRISK hat die Aufgabe, die Entwicklung und

lenexposition, Umsetzung von Empfehlungen der

Anwendung der Probabilistischen Sicherheitsana­

ICRP, Strahlenschutz und öffentliche Gesundheit,

lyse (PSA) voranzutreiben. Im Berichtsjahr stand ei­

Einbezug von Betroffenen, neuester Stand der

nerseits der Informationsaustausch der einzelnen

Technik sowie Notfallschutz. Das ENSI ist im Komi­

Länder über ihre Tätigkeiten im Bereich PSA und

tee selbst sowie in dessen Working Party on Nuc­

die Finalisierung des Berichtes zur PSA von exter­

lear Emergency Matters (WPNEM) vertreten. Zu­

nen natürlichen Ereignissen (International Work­

dem stellt das ENSI den schweizerischen

shop on PSA of Natural External Hazards Including

Verantwortlichen für das Informationssystem für

Earthquake) im Vordergrund. Zudem wurde ein

berufliche Strahlenexposition (Information System

Bericht zum Versagen von Komponenten der digi­

on Occupational Exposure ISOE), der auch die

talen Leittechnik fertiggestellt.

schweizerischen Zahlenwerte für die weltweit be­

Die WGHOF soll das Verständnis über den Einfluss

nutzte ISOE­Datenbank bereitstellt. Der Schwer­

von Mensch und Organisation auf die nukleare Si­

punkt der WPNEM­Arbeiten ist die Verbesserung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

der Notfallschutzplanung und der Notfallorganisa­

3.3 Behördenorganisationen

tion auf internationaler Ebene.

3.2.2.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC)

3.3.1 Western European Nuclear Regulatorsˇ Association (WENRA)

Das RWMC unterstützt die Mitgliedsstaaten bei

Die Leiter der nuklearen Aufsichtsbehörden West­

Fragen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im

europas schlossen sich 1999 in der Western Euro­

Zentrum steht dabei die Entwicklung von Strate­

pean Nuclear Regulators Association (WENRA) zu­

gien für die sichere Entsorgung hochaktiver lang­

sammen. Sie hatten damals das Ziel, einen gemein­

lebiger Abfälle. Das ENSI hat im Hauptkomitee, in

samen Standpunkt zur Sicherheit von Kernanlagen

der RWMC­Arbeitsgruppe Integration Group for

zu erarbeiten und die nukleare Sicherheit in den

the Safety Case of Radioactive Waste Repositories

Staaten der EU­Beitrittskandidaten aus ihrer Warte

(IGSC), in der Working Party on Decommissioning

zu beurteilen. Die Studien der WENRA flossen in ei­

and Dismantling (WPDD) sowie im RWMC Regula­

nen Bericht der Europäischen Kommission und in

tors’ Forum Einsitz. Im Berichtsjahr hat die RWMC

Empfehlungen für die Beitrittsverhandlungen ein.

zusammen mit CRPPH und ICRP Leitlinien veröf­

Heute zählt die WENRA 17 Mitglieder. Die Schweiz

fentlicht für Strahlenschutz im Bereich geologische

ist durch das ENSI vertreten und gehört zusammen

Endlagerung.

mit Belgien, Deutschland, Finnland, Frankreich,

Die IGSC beschäftigt sich mit dem Sicherheits­

Grossbritannien, Italien, den Niederlanden, Spa­

nachweis für ein geologisches Tiefenlager. Sie soll

nien und Schweden zu den Gründerstaaten. Im

die Mitgliedsländer darin unterstützen, wirksame

Jahr 2003 stiessen mit Bulgarien, Litauen, Rumä­

Sicherheitsnachweise auf solider wissenschaftlich­

nien, der Slowakei, Slowenien, Tschechien und Un­

technischer Grundlage zu entwickeln. Zugleich ist

garn die Länder Mittel­ und Osteuropas dazu, die

die IGSC eine Plattform für den Austausch der in­

selbst über Kernkraftwerke verfügen. Europäische

ternationalen Experten. Das Schwerpunktthema

Nicht­Kernenergiestaaten sowie Russland, Arme­

der IGSC im Berichtsjahr war die Behandlung von

nien und die Ukraine nehmen als Beobachter bei

extremen geologischen Ereignissen im Sicherheits­

der WENRA teil. Seit Ende 2011 ist Hans Wanner,

nachweis für die Nachverschlussphase. Je nach

Direktor des ENSI, Vorsitzender der WENRA.

geologischen Gegebenheiten kommen dabei in

Im Zentrum der Aufgaben der WENRA stehen heute

verschiedenen Ländern unterschiedliche Extrem­

die Harmonisierung der Sicherheitsanforderungen

szenarien in Frage.

und die gemeinsame Antwort auf neue Fragen, die

Die Working Party on Decommissioning and Dis­

sich zu Sicherheit und Aufsicht bei der Kernenergie

mantling (WPDD) ist die wichtigste Organisation in

in Europa stellen. Das Resultat der Harmonisierungs­

der NEA, die sich mit den verschiedenen Aspekten

bestrebungen sind technische und organisatorische

der Stilllegung von Kernanlagen befasst. Unter

Vorgaben – so genannte Safety Reference Levels

dem Schirm der WPDD behandeln verschiedene

(SRL) –, die auf jede Kernanlage anwendbar sind

Arbeitsgruppen vertieft Themen der Stilllegung,

und die jedes Land in sein Regelwerk übertragen

etwa Kosten, radiologische Charakterisierung,

soll. Die WENRA erarbeitet SRL Levels für die Berei­

Forschung, Planung oder Rekultivierung. Das dies­

che Reaktorsicherheit, Stilllegung von Kernanlagen,

jährige Treffen fand zum ersten Mal in Moskau

Lagerung sowie Entsorgung radioaktiver Abfälle.

statt und wurde von Rosatom, der «Föderalen

Sie rief zu diesem Zweck zwei Arbeitsgruppen ins

Agentur für Atomenergie Russlands», organisiert.

Leben, die Reactor Harmonisation Working Group

Teil des Treffens war auch ein Besuch im staatli­

(RHWG) und die Working Group on Waste and De­

chen Forschungsinstitut Kurchatov in Moskau, in

commissioning (WGWD), deren Vorsitzender der­

dem der erste Reaktor Russlands steht. Unter an­

zeit Stefan Theis vom ENSI ist. Ihr Auftrag lautet, die

derem wurden Fragen zu Vorbereitungsarbeiten

unterschiedlichen Ansätze für die nukleare Sicher­

für die endgültige Ausserbetriebnahme und zum

heit zu analysieren, mit den Sicherheitsstandards

Umgang mit schwachaktiven Abfällen aus der Still­

der IAEA zu vergleichen und Lösungen vorzuschla­

legung besprochen.

gen, wie Unterschiede bereinigt werden können, ohne die Sicherheit zu schwächen. Die SRL sollen den besten Stand der Praxis bezüglich Sicherheit re­ flektieren.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

105

Im Berichtsjahr wurden die überarbeiteten WENRA­

WENRA­HERCA Bericht zum Europäischen Notfall­

SRL für bestehende Kernkraftwerke publiziert. Die

schutz verabschiedet. Der Bericht beinhaltet einen

WENRA hatte im Anschluss an den Unfall von

neuen Ansatz zur weiteren Verbesserung der Reak­

Fukushima Daiichi die RHWG beauftragt, im Hin­

tion und grenzüberschreitenden Koordination für

blick auf die Lehren aus diesem Unfall die SRL zu

mögliche Unfallszenarien, darunter schwere Unfälle

überarbeiten. Die Überprüfung der Anforderun­

wie die in Fukushima. Der Ansatz enthält ein struk­

gen wurde durchgeführt mit Schwerpunkt auf Na­

turiertes Vorgehen und bietet Hilfsmittel für ge­

turgefahren, Integrität des Sicherheitsbehälters

meinsame Aktionen zwischen den Nachbarländern.

und Notfallmassnahmen. Die folgenden Herausfor­

Die Aufsichtsbehörden haben sich verpflichtet, auf

derungen wurden explizit angesprochen: Sicher­

internationaler Ebene mit den Behörden, die für

heitskultur, Sicherheit der Abklingbecken, Anlagen

den Katastrophenschutz für die Umsetzung der ent­

mit mehreren Reaktoren, Notfallschutz, Bedarf für

sprechenden Massnahmen zuständig sind, zu ko­

eine unabhängige und diverse Wärmeabfuhr so­

operieren.

wie auslegungsüberschreitenden Bedingungen einschliesslich Sicherheitsmargen. Die Umsetzung der SRL im Bereich Reaktorsicherheit

3.3.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG)

ist in den Mitgliedsstaaten sowohl auf Richtlinien­

106

ebene wie auch beim Vollzug in den Kernkraftwer­

Die ENSREG wurde 2007 von der EU eingesetzt. Die

ken bereits weit fortgeschritten. Die in der WENRA

Aufgaben umfassen ähnliche Themen wie diejeni­

vertretenen Behördenorganisationen erstatten dar­

gen der WENRA, nämlich die Harmonisierung der

über periodisch Bericht, so auch im Jahr 2014.

Anforderungen an die nukleare Sicherheit, der An­

Im Berichtsjahr wurden auch SRL zu Anlagen für die

forderungen an die Lagerung abgebrannter Brenn­

Entsorgung von radioaktiven Abfälle publiziert. Die

elemente und an die Entsorgung radioaktiver Ab­

SRL sind so geschrieben, dass sie mit der EU­Richt­

fälle sowie der Vorgaben für die Finanzierung von

linie 2011/70/Euratom über einen Gemeinschafts­

Stilllegung und Entsorgung. In beiden Gremien neh­

rahmen für die verantwortungsvolle und sichere

men zumeist die gleichen Behördenvertreter teil. Die

Entsorgung abgebrannter Brennelemente und ra­

Schweiz hat als Nicht­EU­Mitglied in der ENSREG im

dioaktiver Abfälle im Einklang sind.

Gegensatz zur WENRA kein Mitspracherecht, son­

Im Anschluss an die WENRA­Herbstsitzung in Stock­

dern lediglich Beobachterstatus.

holm fand ein Treffen der Vertreter von WENRA und

2014 wurde Andy Hall von der britischen Aufsichts­

HERCA statt (Heads of European Radiological Pro­

behörde (Office of Nuclear Regulation) als neuer

tection Competent Authorities, siehe Abbildung 4

Vorsitzender der ENSREG gewählt. Die Hauptaktivi­

und Abschnitt 3.3.4). Dabei wurde der gemeinsame

täten der ENSREG im Berichtsjahr bezogen sich auf

Abbildung 4: Gemeinsames WENRA­HERCA Meeting während des WENRA­Herbst­ treffens 2014 in Stockholm. Quelle: SSM.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

die Verabschiedung und Inkraftsetzung der revidier­

Die Mitgliedsländer treffen sich regelmässig min­

ten europäischen Richtlinie zur nuklearen Sicherheit

destens jährlich unter wechselndem Vorsitz. Die

(European Directive on Nuclear Safety) sowie die Im­

wesentlichen Ziele der ENSRA sind:

plementierung der nationalen Aktionspläne, die von

der Austausch über regulatorische Sachverhalte

den am EU­Stresstest beteiligten Staaten erstellt

der nuklearen Sicherung,

worden waren. Im April 2012 formulierten die inter­

der Austausch zu aktuellen Sicherungsproble­

nationalen Experten als Ergebnis des EU­Stresstests

men oder Ereignissen,

vier Hauptempfehlungen zu den Themen:

die Entwicklung eines umfassenden Verständ­

– Naturgefahren

nisses der fundamentalen Prinzipien des physi­

– Periodische Sicherheitsüberprüfung

schen Schutzes und

– Containment­Integrität

die Förderung einer gemeinsamen Basis der nu­

– Auslegungsüberschreitende Störfälle bei extremen

klearen Sicherung innerhalb Europas.

Naturereignissen

Die ENSRA hat insgesamt 15 Mitglieder: Belgien,

Weiter wurde in der Richtlinie die Verpflichtung ein­

Deutschland, Finnland, Frankreich, Grossbritan­

geführt, dass die Mitgliedsstaaten mindestens alle

nien, Litauen, Niederlande, Polen, Slowakei, Spa­

sechs Jahre eine Überprüfung bestimmter Sicher­

nien, die Schweiz, Schweden, Slowenien, Tsche­

heitsfragen durch internationale Experten (Topical

chien und Ungarn. Im Berichtsjahr stand die ENSRA

Peer Review) durchführen lassen. Die erste themati­

unter dem Vorsitz von Belgien und hat ihre überar­

sche Überprüfung findet im Jahr 2017 statt.

beiteten Richtlinien verabschiedet. Sie sollen vor

Das ENSI hat im Berichtsjahr den Statusbericht zur

allem eine vertiefte Zusammenarbeit und den Aus­

Umsetzung der Empfehlungen, die aus dem EU­

tausch von guter Praxis zwischen den Mitglieds­

Stresstest resultierten, bei der ENSREG eingereicht.

staaten ermöglichen. Weitere Themenbereiche

Im April 2015 werden die Länderberichte im Rah­

waren die Gefährdungen und Bedrohungen im

men eines mehrtägigen Workshops diskutiert und

heutigen Umfeld, vor allem Extremismus und Cy­

überprüft.

bergefährdungen.

3.3.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA

3.3.4 Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA)

Die ENSRA ist eine europäische Plattform für den Informationsaustausch im sensitiven Bereich der

Die HERCA ist eine Vereinigung der für Strahlen­

Sicherung kerntechnischer Anlagen und Einrich­

schutz verantwortlichen Behörden in Europa. Sie

tungen sowie von Kernbrennstoff­Transporten.

wurde 2007 gegründet, und 49 Behörden aus 31

Mitglieder der ENSRA sind Behörden und assozi­

Ländern sind Mitglied der HERCA. Seit Januar

ierte öffentlich­rechtliche Körperschaften mit Zu­

2012 steht die HERCA unter dem Vorsitz von Sigur­

ständigkeiten für Fragen der nuklearen Sicherung

dur Magnusson, Direktor der isländischen Strah­

in europäischen Staaten mit zivilen Nuklearpro­

lenschutzbehörde. Sie besteht aus einem Board of

grammen.

Head (BoH), das sich jährlich zwei Mal trifft, und

Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien

den Arbeitsgruppen (Working Groups WG)

vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder

WG European Radiation Passbook & Outside

Diebstählen beschäftigt seit langem die internatio­

workers;

nale Gemeinschaft. Seit Mitte der 1990er Jahre hat

WG Non­medical sources and practices;

eine informelle Gruppe Europäischer Behörden

WG Medical Applications;

einen Informationsaustausch im Bereich der Siche­

WG Emergencies;

rung ins Leben gerufen. Veranlassung war der

WG Surveillance of collective doses from medi­

Wille, die Ansichten und Erfahrungen einzelner

cal exposures.

Länder im Bereich des Sabotageschutzes zu teilen

Das ENSI hat im Berichtsjahr den Vorsitz bei der WG

und in Bezug auf die eigenen Strukturen zu reflek­

Emergencies übernommen. Georges Piller, ENSI­Be­

tieren. Nach den Anschlägen in den USA im Sep­

reichsleiter für Strahlenschutz, leitet die Arbeits­

tember 2001 hatte die Gruppe beschlossen, sich

gruppe. Zum gemeinsamen Bericht von WENRA und

am 28. Oktober 2004 zur ENSRA zu vereinigen.

HERCA zum Notfallschutz siehe Abschnitt 3.3.1.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

107

3.3.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa

Inspektionen («inspections croisées») in Kernan­ lagen und Strahlenschutzeinrichtungen in beiden Ländern durch und nehmen als Beobachter an Not­

Die Schweiz ist Mitglied der Europäischen Bank für

fallübungen der anderen Partei teil. Diese bilaterale

Wiederaufbau und Entwicklung (EBRD) und unter­

Zusammenarbeit wird von beiden Staaten für wert­

stützt osteuropäische Staaten im Bereich der nu­

voll gehalten.

klearen Sicherheit. Das Staatssekretariat für Wirt­

Die CFS­Hauptversammlung hat bei ihrem Treffen

schaft (SECO) vertritt die Schweiz bei den durch die

am 4.–5. September 2014 in Lyon ihr 25­jähriges

EBRD verwalteten Nuklearfonds zur Behandlung

Bestehen begangen. Dabei haben die Vertreter der

radioaktiver Abfälle beim Kernkraftwerk Tscherno­

Aufsichtsbehörden den grossen Nutzen des Infor­

byl (Nuclear Safety Account) und zum Bau einer

mationsaustausches zwischen den beiden Ländern

neuen Schutzhülle um den zerstörten Block 4 von

unterstrichen. Zum Abschluss des Treffens stand

Tschernobyl (Chernobyl Shelter Funds). Bei der

ein Besuch der Kernanlagen von Bugey unweit der

Finanzierung von Projekten über die Nuklearfonds

Genfer Kantonsgrenze auf dem Programm. Da

treten oft komplexe Problemstellungen auf, deren

wurde der neu geschaffenen schnellen Eingreif­

Lösung kerntechnische Kenntnisse voraussetzt.

truppe im Nuklearbereich (Force d’action rapide du

Das ENSI stellt dem SECO seine diesbezügliche

nucléaire FARN) vorgestellt. Diese Organisation

Fachkompetenz zur Verfügung. Finanziell trägt die

muss im Falle eines Unfalls schnell intervenieren,

Schweiz nur noch an den Chernobyl Shelter Fund

die Mannschaft vor Ort verstärken sowie Hilfsma­

bei.

terial herbeischaffen können. Während der Sitzung wurde weiter darüber berichtet, den Wissens­ und

3.4 Bilaterale Zusammenarbeit 108

Erfahrungsaustausch im Bereich der geologischen Tiefenlagerung noch weiter zu vertiefen. Es geht insbesondere darum, die Massnahmen bei der

Die bilaterale Zusammenarbeit mit den Nachbar­

Überwachung von Tiefenlagern zu konkretisieren.

staaten Deutschland, Frankreich und Italien dient dem gegenseitigen Informationsaustausch über die Sicherheit von Kernanlagen und über die Aufsicht. Eine besondere Bedeutung kommt dabei der grenz­

3.4.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK)

überschreitenden Abstimmung zum Schutz der Be­ völkerung bei einem Notfall zu. Dieser Punkt ist auch

Die DSK wurde 1982 mit einer Vereinbarung zwi­

Thema der jährlichen Gespräche mit Österreich.

schen den Regierungen der Schweiz und der Bun­ desrepublik Deutschland geschaffen. Die Kommis­

3.4.1 Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS)

sion setzt sich aus Vertretern schweizerischer und deutscher Bundesstellen, der Bundesländer Baden­ Württemberg und Bayern sowie des Kantons Aar­ gau zusammen. In vier Arbeitsgruppen der DSK

Die Commission franco­suisse de sûreté nucléaire

vertiefen Fachleute die bilaterale Zusammenarbeit,

et de radioprotection (CFS) wurde 1989 auf Basis

die von beiden Staaten als wichtig und wertvoll be­

einer Vereinbarung zwischen den Regierungen der

urteilt wird. Anfang November 2014 führte die

Schweiz und Frankreichs ins Leben gerufen. Die

DSK in Spiez ihr 32. Jahrestreffen durch (Abbildung

Mitglieder der Kommission sind auf französischer

5). Zentrale Themen der Tagung waren:

Seite Vertreter der Aufsichtsbehörde Autorité de

die Berichterstattung der vier Arbeitsgruppen

sûreté nucléaire ASN und auf schweizerischer Seite

der DSK (Anlagensicherheit, Strahlenschutz,

Vertreter des ENSI, des Bundesamts für Energie

Notfallschutz und Entsorgung)

BFE, des Bundesamts für Gesundheit BAG, der Na­

die Diskussion über Alterungsfragen von Kern­

tionalen Alarmzentrale NAZ, des Eidg. Departe­

kraftwerken

ments für Auswärtige Angelegenheiten EDA sowie

Vorkommnisse in Kernkraftwerken in Deutsch­

ein Delegierter der Kantone. Für den Notfallschutz

land und der Schweiz

und für den Strahlenschutz im Bereich Medizin, In­

der Stand des schweizerischen Sachplan­Ver­

dustrie und Forschung hat die CFS gemeinsame Ar­

fahrens für geologische Tiefenlager.

beitsgruppen. Zudem führen französische und schweizerische Fachleute regelmässig gemeinsame

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 5: Die 32. Hauptsitzung der Deutsch­Schweize­ rischen Kommission für die Sicherheit kern­ technischer Einrich­ tungen DSK hat im Berichtsjahr in Spiez stattgefunden. Quelle: ENSI.

3.4.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich

3.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit

Der Schweizerische Bundesrat und die Regierung

Zwischen der Schweiz und den USA bestehen bila­

der Republik Österreich schlossen 1999 ein Ab­

terale Verträge für die gegenseitige Unterstützung

kommen über den frühzeitigen Austausch von In­

bei Fragen der Kernenergie­Sicherheit. Es handelt

formation aus dem Bereich der nuklearen Sicher­

sich um das Rahmenübereinkommen zwischen der

heit und des Strahlenschutzes. Da Österreich über

amerikanischen Aufsichtsbehörde United States Nu­

keine Kernkraftwerke verfügt, liegt der Schwer­

clear Regulatory Commission (U.S.NRC) und dem

punkt der Information bei den Vorgängen in der

ENSI für den Austausch von technischer Information

Schweiz. Im Rahmen des 14. bilateralen Nuklear­

und die Zusammenarbeit in Belangen der nuklearen

experten­Treffens vom Juni 2014 besprachen die

Sicherheit sowie das Umsetzungs­Übereinkommen

Delegierten beider Staaten verschiedene Themen,

bezüglich Teilnahme am NRC­Forschungsprogramm

insbesondere Strahlenüberwachung, Notfall­

im Bereich schwerer Unfälle. 2012 wurde das Rah­

schutzplanung und Aufsicht über die Schweizer

menabkommen zwischen der NRC und dem ENSI

Kernanlagen.

für weitere fünf Jahre verlängert.

3.4.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit (Commissione Italiana– Svizzera CIS) Mit Italien schloss die Schweiz 1989 ebenfalls einen Staatsvertrag ab, der wie die bilateralen Staatsver­ träge mit den anderen Nachbarländern primär die gegenseitige Benachrichtigung bei nuklearen Er­ eignissen regelt. In Ergänzung dazu wurde im Juni 2011 eine Vereinbarung zwischen dem ENSI und dem Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale ISPRA abgeschlossen. Ziel dieser Ver­ einbarung ist ein jährliches bilaterales Expertentref­ fen. Das erste Treffen hatte im November 2012 in Rom stattgefunden. Die zweite Sitzung der Kom­ mission fand im Juni 2014 in Rom statt. Es wurde vor allem über Möglichkeiten zu vertiefter Zusam­ menarbeit in den Bereichen Entsorgung, Stillle­ gung und Notfallschutzplanung diskutiert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

109

4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht In seiner Eigenschaft als Aufsichtsbehörde oder ge­ stützt auf einen Auftrag in einer Verordnung erlässt

4.1 ENSI-G09: Betriebsdokumentation

das ENSI Richtlinien. Richtlinien sind Vollzugshilfen, die rechtliche Anforderungen konkretisieren und

Die neue Richtlinie ENSI­G09 regelt für Kernkraft­

eine einheitliche Vollzugspraxis erleichtern. Sie kon­

werke, Forschungs­ und Entsorgungsanlagen den

kretisieren zudem den aktuellen Stand von Wissen­

Inhalt und Umfang der Dokumentation gemäss An­

schaft und Technik. Im Einzelfall kann das ENSI Ab­

hang 3 der KEV. Danach wird die Betriebsdokumen­

weichungen zulassen, wenn die vorgeschlagene

tation in organisatorische Dokumente, technische

Lösung in Bezug auf die Sicherheit und Sicherung

Dokumente und Betriebsaufzeichnungen aufge­

mindestens gleichwertig ist. Die bisherigen R­Richt­

teilt. Diese Unterteilung liegt auch der Richtlinie zu­

linien werden laufend durch sogenannte A­, B­ und

grunde. Ebenso werden die Anforderungen an die

G­Richtlinien ersetzt. A­Richtlinien beziehen sich auf

Dokumentation nach der Verordnung vom 9. Juni

die Anlagebegutachtung und B­Richtlinien auf die

2006 über die Anforderungen an das Personal von

Betriebsüberwachung. G­Richtlinien widmen sich

Kernanlagen festgelegt (VAPK; SR 732.143.1). Die

generellen Themen, die sowohl die Anlagebegutach­

Richtlinie ENSI­G09 wurde am 30. Juni 2014 verab­

tung als auch die Betriebsüberwachung betreffen.

schiedet.

Auch im Jahr 2014 führte das ENSI die Überarbeitung des Regelwerks weiter. Der aktuelle Stand der Richtli­ nien kann dem Anhang D entnommen werden. So­

4.2 ENSI-G17: Stilllegung

wohl die gültigen Richtlinien als auch diejenigen in Anhörung finden sich auf der Website des ENSI.

Die im März 2014 verabschiedete Richtlinie ENSI­

Im Berichtsjahr wurden drei neue Richtlinien verab­

G17 präzisiert die im Kernenergiegesetz vom 21.

schiedet und eine Richtlinie revidiert. Darüber hinaus

März 2003 (KEG; SR 732.1) und in der KEV enthal­

hat das ENSI Anhörungen zu zwei neuen Richtlinien,

tenen Bestimmungen zur Stilllegung. Sie regelt die

zu einer Neuausgabe sowie zu einer Revision einer

Anforderungen an den Nachbetrieb und den Rück­

Richtlinie durchgeführt. Die Richtlinie HSK­R­35 «Auf­

bau bzw. den sicheren Einschluss von Kernanlagen

sichtsverfahren bei Bau und Änderungen von Kern­

sowie die detaillierten Anforderungen an die Ge­

kraftwerken, Systemtechnik» wurde im Juli 2014 zu­

suchsunterlagen für die Stilllegung. Nicht Gegen­

rückgezogen. Ihre Inhalte wurden schrittweise durch

stand der Richtlinie sind die Anforderungen an die

Bestimmungen der Kernenergieverordnung vom 10.

konventionelle Arbeitssicherheit, die Entsorgung

Dezember 2004 (KEV; SR 732.11), der Richtlinien

von nicht radioaktiven Abfällen sowie die Sicher­

ENSI­A04 «Gesuchsunterlagen für freigabepflichtige

stellung der Finanzierung der Stilllegung (vgl. dazu:

Änderungen an Kernanlagen» und ENSI­G01 «Si­

Verordnung vom 7. Dezember 2007 über den Still­

cherheitstechnische Klassierung für bestehende

legungsfonds und den Entsorgungsfonds für Kern­

Kernkraftwerke» abgelöst sowie mit der Veröffentli­

anlagen, Stilllegungs­ und Entsorgungsfondsver­

chung der neuen Richtlinie ENSI­G09 «Betriebsdoku­

ordnung, SEFV; SR 732.17).

mentation» obsolet. Die Richtlinie HSK­R­48 «Perio­ dische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwer­ ken» wurde aufgrund der neuen Richtlinie ENSI­A03 per Ende Dezember 2014 zurückgezogen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

111

4.3 ENSI-A03: Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken Die im Oktober 2014 verabschiedete und ab 1. Ja­ nuar 2015 geltende Richtlinie ENSI­A03 regelt das Vorgehen und den Umfang bei der periodischen Sicherheitsüberprüfung (PSÜ) für Kernkraftwerke und Lager für abgebrannte Brennelemente und ra­ dioaktive Abfälle mit einer eigenen Betriebsbewilli­ gung auf dem Kernkraftwerksareal. Der Inhalt und die Struktur lehnen sich eng an den IAEA Safety Standard SSG­25 «Periodic Safety Review for Nuc­ lear Power Plants» an. Zudem werden die Safety Reference Levels der Western European Nuclear Re­ gulators Association (WENRA) berücksichtigt. Ziel der PSÜ ist die ganzheitliche sicherheitstechni­ sche Beurteilung des Kernkraftwerks, die gemäss Kernenergieverordnung mindestens alle 10 Jahre vom Inhaber einer Betriebsbewilligung für ein Kern­ kraftwerk durchzuführen ist. Die Richtlinie stellt die Grundsätze zur Erstellung einer PSÜ dar, wozu ins­ besondere die Erstellung eines detaillierten Projekt­ plans seitens des Betreibers gehört. Das zentrale Ka­ pitel der Richtlinie umfasst den Inhalt einer PSÜ. Neu gegenüber der bisherigen Richtlinie HSK­R­48 sind die Themenblöcke «Sicherheitsnachweis für den Langzeitbetrieb» und «Gesamtbewertung der Pe­ 112

riodischen Sicherheitsüberprüfung». Die Gesamtbe­ wertung der PSÜ soll in einem eigenständigen Be­ richt erfolgen, in dem die wichtigsten Ergebnisse und Erkenntnisse aus der PSÜ zusammenfassend dargestellt werden. Dieser Bericht ist zur Veröffent­ lichung vorgesehen.

4.4 ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen Infolge der neuen Richtlinie ENSI­G17 «Stilllegung von Kernanlagen» wurden die Berichterstattungs­ pflichten angepasst. Zudem wurde der von der schweizerischen Unfallversicherungsanstalt nicht mehr verwendete SUVA­Index AT30 als Mass für die Krankheitsquote ersetzt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

5. Strategie und Ausblick Mit dem ENSI verfügt die Schweiz über eine funk­

Schweizer Kernkraftwerke von besonderer Bedeu­

tionell, institutionell und finanziell unabhängige

tung sind. Materialwissenschaftliche Fragestellun­

Aufsichtsbehörde für den gesamten Kernenergie­

gen bleiben einer der grossen Schwerpunkte im For­

bereich, welche die nukleare Sicherheit und die

schungsprogramm.

Sicherung abdeckt. Sie setzt damit die Vorgaben

Bei den extremen Naturereignissen fokussieren

des Kernenergiegesetzes und des internationalen

die vom ENSI unterstützen Forschungsarbeiten ins­

Übereinkommens zur nuklearen Sicherheit um.

besondere auf die Gefährdung der Kernanlagen

Im Jahr 2014 verfolgte das ENSI die konsequente

durch Erdbeben und externe Überflutung. Ein

Weiterführung seiner aktuellen Forschungsstra­

neues OECD­Projekt soll das Verhalten von Stahl­

tegie. Diese setzt ihre Schwerpunkte bei den fol­

betonwänden bei starken Erdbeben untersuchen.

genden Themen:

Gegenstand der Arbeiten im Rahmen der «Platt­

Fragen des Langzeitbetriebs der bestehenden

form Extremereignisse» PLATEX sind externe Über­

Kernkraftwerke,

flutungen an den Flusssystemen von Aare und

extreme Naturereignisse,

Rhein, für die 2015 die Hauptphase der von Bun­

Stilllegung inklusive Abfallbehandlung sowie

desinstitutionen getragenen Studie EXAR starten

Entsorgungsfragen im Zusammenhang mit der

soll.

Realisierung von geologischen Tiefenlagern

Obgleich der Verlauf von schweren Reaktorunfällen

Die Forschungsarbeiten zu Naturereignissen, Still­

kein Schwerpunktthema der ENSI­Forschungsstrate­

legung, Zwischenlagerung und Entsorgung ha­

gie ist, werden auch in diesem Bereich wichtige Ar­

ben in den letzten Jahren an Bedeutung gewonnen,

beiten fortgesetzt. Die numerische Simulation des

und dieser Trend wird sich voraussichtlich fortset­

Kernschmelzunfalls von Fukushima im Rahmen

zen. Neben ausländischen Vorkommnissen bei Kern­

des OECD­BSAF­Projekts geht 2015 in die zweite

kraftwerken behandelt der vorliegende Bericht auch

Phase. Die Berechnung der Vorgänge im Contain­

erstmalig Vorkommnisse bei der Entsorgung in an­

ment sowie des radioaktiven Quellterms und dessen

deren Ländern und die Lehren für die Schweiz.

Ausbreitung werden dabei im Vordergrund stehen.

Im Bereich der geologischen Tiefenlagerung wird

Bei der Auswahl der Forschungsprojekte wird neben

zunehmend die Erdbebengefährdung thematisiert.

den fachlich­qualitativen Aspekten weiterhin vor

Bei der Starkbebenforschung des Schweizerischen

allem die Anwendbarkeit der Resultate in der

Erdbebendienstes ist dies ein Schwerpunkt 2014–

regulatorischen Praxis für das ENSI eine hohe Priori­

2018, zudem plant das ENSI ein Experiment im Rah­

tät haben.

men des Mont­Terri­Projekts zur Reaktivierung von

Im Kontext der Forschungsarbeiten wird das ENSI

Störungen.

die schon vor einigen Jahren begonnene, umfas­

Ein wichtiges Instrument des ENSI bei der Über­

sende Überarbeitung des bestehenden Regelwerks

prüfung von Sicherheitsanalysen der Kernanlagen

fortsetzen, den Erhalt und weiteren Aufbau der

ist die eigene, unabhängige Modellierung und

Fachkompetenz anstreben sowie die sehr gute in­

Nachrechnung. Deshalb unterstützt das ENSI seit

ternationale Vernetzung aufrechterhalten. Im Jahr

April 2014 ein Forschungsprojekt der Universität

2014 konnten drei neue ENSI­Richtlinien zur

Bayreuth, in dem ein eigenes Berechnungspro­

Auslegung des Reaktorkerns, zur Periodischen Si­

gramm zur thermischen und mechanischen Dimen­

cherheitsüberprüfung von KKW und zur Stillleg­

sionierung von Transport­ und Lagerbehältern

ung von Kernanlagen verabschiedet werden. Wei­

für abgebrannte Brennelemente entwickelt wer­

tere neue Richtlinien, unter anderem zur syste­

den soll.

matischen Sicherheitsbewertung des Betriebs von

In der Anfang 2015 gestarteten Projektphase

Kernanlagen und zu Auslegungsgrundsätzen für

SAFE­II werden mit den Arbeiten zu Rissbildung

Kernkraftwerke, werden derzeit bearbeitet.

und ­wachstum wichtige Alterungsfragen unter­

Durch die Mitwirkung in internationalen For­

sucht, welche für den sicheren Langzeitbetrieb der

schungsgremien und die in Kapitel 3 beschriebe­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

113

nen Mitgliedschaften und Abkommen ist die inter­ nationale Vernetzung des ENSI seit Jahren hervorragend. Das ENSI beteiligt sich aktiv an den Arbeiten verschiedener Gremien der IAEA, darunter als Teil der Schweizer Delegation beim IAEA­Gouver­ neursrat, und bei der OECD. Seit Ende 2011 hat der Direktor des ENSI den Vorsitz in der «Western Euro­ pean Nuclear Regulators‘ Association» (WENRA), welche auch in den kommenden Jahren eine konti­ nuierliche Verbesserung und Vereinheitlichung der Sicherheitsanforderungen in Europa anstre­ ben wird. Bei der Überprüfungskonferenz zur Convention on Nuclear Safety (CNS) setzte sich das ENSI 2014 ins­ besondere für verbindliche internationale Vorga­ ben zur Verhinderung schwerer Reaktorun­ fälle, stärkere Transparenz im Bereich der nuk­ learen Sicherheit und die vermehrte Durchführung internationaler Überprüfungsmissionen ein. Die Schweizer Delegation konnte erreichen, dass die internationale Gemeinschaft die Sicherheit der Kernkraftwerke weltweit laufend weiter ver­ bessern wird. Im Rahmen einer Diplomatischen Konferenz zur CNS haben sich alle teilnehmenden Länder anfangs 2015 auf eine entsprechende Erklä­ rung geeinigt. Das ENSI wird sich nun für eine kon­ sequente Umsetzung dieser Erklärung engagieren. Nachdem das ENSI seine Arbeit im Jahr 2011 im Rahmen einer IAEA­Mission (IRRS) von internatio­ nalen Experten überprüfen liess, steht für 2015 die Nachfolgemission («Follow­up») an, in deren Rah­ men die Fortschritte bei der Umsetzung der seiner­ zeit formulierten Empfehlungen überprüft werden. 114

Ferner wird sich das ENSI weiterhin aktiv an den Ak­ tivitäten im Rahmen des EU­Stresstests beteiligen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte Inhaltsverzeichnis Brennstoffe und Materialien OECD Halden Reactor Project SCIP II Program 2009–2014 SAFE NORA­II PISA­II

119 129 133 143 151

Externe Ereignisse IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen Earthquake Strong Motion Research SMART 2013

161 171 181

Systemverhalten und Störfallabläufe STARS LINX MELCOR further development in the area of air ingress and the effect of nitriding Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi nuclear power station Risk Oriented Approaches and Melt­Structure­Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident

191 205 213 221 231

Strahlenschutz Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung

241

Entsorgung Entwicklung eines Berechnungswerkzeuges zur unabhängigen Beurteilung der thermischen Dimensionierung von Transport­ und Lagerbehältern HM Experiment Timing of Early and Middle Pleistocene glaciations in the Alps

249 257 265

117

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

OECD Halden Reactor Project

Author und Co­author(s)

W. Wiesenack, Ø. Berg

Institution

Institutt for energiteknikk, OECD Halden Reactor Project

Address

P.O.Box 173, NO­1751 Halden, Norway

Telephone, E­mail, Internet address

+47 69 21 22 00, www.ife.no/hrp

Duration of the Project

2012–2014

ABSTRACT

which was ballooned without failing it. In­core

The OECD Halden Reactor Project is an under­

materials were tested to obtain data on stress

taking of national organisations in twenty

corrosion cracking and stress relaxation of

countries sponsoring a programme that pro­

reactor materials for plant lifetime assessments.

vides key information for safety assessments

The research in the Man­Technology­Organisa­

and licensing as well as for the reliable opera­

tion area comprises empirical studies of the

tion of nuclear power stations. The programme

interaction between the reactor operators and

is using the Halden reactor, the Kjeller hot

process control systems. It also comprises inno­

laboratory, the Halden Man­Machine Labora­

vative work on Human System Interface design

tory, the FutureLab and the Halden Virtual

and Control Room design. 3D visualisation

Reality Centre for experimental work.

technologies by means of Virtual and Aug­

The activities in the Fuels & Materials area pro­

mented Reality are being developed. During

vide fundamental knowledge on the properties

2014, a guidance handbook for HRA practitio­

and behaviour of nuclear fuels and materials

ners has been completed. Conceptual mock­

under long­term use in reactors as well as dur­

ups for new HSIs in Outage Control Centres

ing transients. In 2014, twelve in­core tests

have been developed. The technique for com­

were executed, most of them in loops simulat­

putation of remaining useful life (RUL) esti­

ing the thermo­hydraulic conditions of LWRs.

mates of process equipment has been further

In addition, ten tests were in preparation or

developed. Software systems dependability

underwent PIE. The tests encompassed various

addressed issues related to modernisation of

types of fuels and materials with zero to high

digital I&C systems and the development of

burnup or neutron fluence. The LOCA test

safety­critical software, ranging from require­

series continued with PIE on a BWR fuel rod

ments elicitation to final safety approval.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

119

Project goals

utilities in their efforts to reduce operational and fuel cycle costs. The programme addresses

The Halden Reactor Projects research programme

Gas release under irradiation – fission gas release

is defined as framework for 2012–2014 [1] and in

behaviour, gas inventory increase, tolerable rod

the detailed plan for 2014 [2].

overpressure

The main goals of the R&D work in the fuels and

Fuel thermal and mechanical performance –

materials area are to provide data on:

conductivity degradation, densification, swell­

fuel properties needed for design and licensing

ing, fuel creep, pellet­clad­mechanical interac­

of high burnup reactor fuel

tion (PCMI)

fuel response to transients, in particular on phe­

Fuel behaviour under accident scenarios – loss of

nomena occurring during loss­of­coolant acci­

coolant accident (LOCA)

dents

Demanding operation conditions – power tran­

cladding creep, corrosion and hydriding to deter­

sients, PCMI, cladding transient creep, cladding

mine mechanisms and operational conditions

corrosion and hydriding

that affect cladding performance, e.g. water

These subjects are studied in experiments designed

chemistry issues

and instrumented to provide concurrent data on

stress corrosion cracking of reactor materials at

several phenomena, e.g., fission gas release and

representative stress conditions and water chem­

thermo­mechanical properties. The irradiation may

istry environments for plant lifetime assessments

start with fresh fuel or use pre­irradiated segments

The main goals of the R&D work in the MTO area

from commercial nuclear power stations.

are to:

Two fuel performance experiments which started

provide knowledge on how and why accidents

with fresh fuel continued irradiation in 2014 to

occur, with the aim to prevent them from hap­

accumulate burn­up before being subjected to

pening

power increases later on. One of them is IFA­676

establish empirical knowledge about human

whose objective is to compare fuel with enhanced

potentials and limitations as operators in a con­

grain size to standard fuel. The test originally con­

trol room setting based on experiments carried

tained six VVER fuel rods of which four have been

out in HAMMLAB and the VR Centre

unloaded for post­irradiation examination while

develop advanced information and support sys­

the remaining two continue irradiation. Another

tems to enhance safety and assist operators in

test in this category is IFA­716 with the primary

plant optimization, operation and maintenance

objective to study fission gas release mechanisms.

develop methods and tools to improve the

The experiment contains six fuels rods with varia­

dependability of software based systems

tions in grain size and doping concentration (0, 1000, 1600 ppm of CrO2). The instrumentation

Work carried out and results obtained

also allows studying fuel densification and swell­ ing. One of the six rods contains UO2 fuel with BeO, leading to increased thermal conductivity and lower fuel temperatures compared to standard

120

The results from the OECD Halden Reactor Project’s

UO2 fuel at the same power. So far, the UO2­BeO

research programme are in detail reported to the

fuel has shown no fission gas release and lived up

members in two annual status reports [3, 4].

to its promise. A power uprate is scheduled for

Important activities are summarised below.

2015 to provoke fission gas release at extended burn­up.

Fuels & Materials research

The integral behaviour of pre­irradiated commer­

The Halden Reactor was in planned operation for

cial fuel is studied in IFA­720. The instrumentation

about 191 full power days in 2014. Twelve experi­

allows to measure fission gas release, pellet clad­

ments were irradiated at various times as part

ding mechanical interaction and fuel thermal per­

of the joint research programme of the Halden

formance. Power changes are accomplished by use

Reactor Project, while ten tests were in preparation

of a helium­3 coil together with changes in reactor

or underwent post­irradiation examinations.

power. A test with fuel containing 8% gadolinium

The activities in the programme on Fuel safety and

was performed in March 2014 implementing a

operational margins reflect the fact that higher

stepwise temperature increase followed by 24

burnup and longer fuel cycles remain a priority for

hours hold time at each temperature level. After

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 1: Rod pressure and fission gas release in response to stepwise power increase

1% gas release was observed, the power was kept

fairly uniform release of 11–13% was measured

constant apart from some dips to open a path for

and confirmed by PIE.

released but trapped fission gas in the fuel column

Several separate effects tests are in progress. In

as shown in Figure 1. The onset of fission gas

these tests, certain phenomena are studied mini­

release seems to occur at somewhat higher tem­

mizing the influence of other phenomena which

perature than observed for standard UO2 fuel. The

usually occur concurrently during irradiation. Fis­

irradiation induced fuel creep rate derived from

sion induced creep of UO2 and Cr­doped fuel is

cladding elongation data indicated a ten times

studied in IFA­701 as a function of varying fuel

higher rate than shown by standard UO2 fuel.

temperature and compressive stress at a fixed fis­

The so­called high burn­up structure (HBS) devel­

sion rate. The temperature independence of creep

ops in the periphery of UO2­based fuels due to a

in the studied range of 400–800°C was confirmed,

high conversion of U­238 to Pu­239 in this region.

while a linear dependence on stress (30–60 MPa)

Such HBS fuel is produced in large quantities in a

was found. The experiment continued at increased

special irradiation rig, IFA­655, using fuel disks

temperatures (1100 °C) in 2014.

instead of pellets as shown in the neutron radio­

The objective of the PWR cladding creep test IFA­

graphy (Figure 2) of a segment from this experi­

741 is to study the creep behaviour of modern fuel

ment. After burn­up accumulation, the fuel is sub­

cladding alloys. Various levels of compressive and

jected to power ramps and to post­irradiation

tensile stress are applied, and as in previous tests

examinations (PIE) in order to determine its thermal

on the subject, recurring primary creep depending

and mechanical properties. So far, three out of six

on the stress change and secondary creep depend­

segments have been tested, measuring fission gas

ing on the stress level are observed.

release on­line. For the conditions tested (final

Also related to cladding creep are the experiments

temperature 1150 °C, burnup 113 MWd/kg), a

on rod overpressure / clad lift­off in IFA­610.

121

Figure 2: Neutron radiography of an irradiated segment filled with fuel and molybdenum disks

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 3:

The plant ageing and degradation programme is

Schematic of the rig for rod overpressure testing

aimed at studying the effects of irradiation on reac­ tor vessel internals as the age of nuclear power plants increases. The studies address Irradiation assisted stress corrosion cracking of core component structural materials Irradiation enhanced creep and stress relaxation Reactor pressure vessel (RPV) embrittlement Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) occurs under the combined effects of irra­ diation, stress and a corrosive environment. The programme focuses on studies of crack growth rate, crack initiation, effectiveness of ageing and degradation countermeasures, and irradiated materials characterisation. Post irradiation annealing (PIA) treatments were applied to Compact Tension (CT) specimens pre­ pared from 7.7 dpa 304L SS to determine if the annealing treatments would restore the speci­ mens’ resistance to IASCC. PIA at 500 °C for 6 hours and again for 25 hours reduced the loop density compared to the as­irradiated state (TEM work performed at VTT, Finland, [7]). Marked

122

The design of the test rig (Figure 3) not only allows

radiation induced segregation was found in the

to measure the temperature response to rod pres­

as­irradiated state while after 25 hours at 500 and

sure, but also to assess gas flow through the fuel

550 °C, very little segregation was detected at

stack, fission gas release and pellet­cladding

the grain boundaries. The crack growth rates

mechanical interaction. The loadings 610.12 and

measured on the PIA treated CTs and as­irradiated

610.13 are intended to compare the response of

CTs were found to be similar, i.e., the annealing

stress relieved (SR) and re­crystallised (RX) materials

did not appear to restore the materials’ resistance

to overpressure. IFA­610.12 completed irradiation in

to cracking.

2014 after having been operated for 5630 full

The PWR crack growth rate (CGR) test IFA­772,

power hours. Overpressure levels from +50 bar to

loaded in March 2014, generates long­term CGR

+275 bar were applied, and a temperature increase

data for irradiated CT specimens in PWR conditions

was observed at over +125 bar.

with varying Li/B ratios and at high and low H2

The experimental work on fuel behaviour under

concentrations. During the first irradiation cycle,

accident scenarios continued with the post irradia­

the loop was operated with 0.5 ppm Li, 0 B and ~2

tion examination of IFA­650.14 which was executed

ppm H2, and the CTs were loaded to stress intensi­

in October 2013.The objective of this test was to

ties of 11–13 MPa√m. Under these conditions,

achieve cladding ballooning without failure to see

stable crack growth rates were obtained for CT3

whether the temperature increase to about 800 °C

(6–10 dpa CW316 SS, crack growth rate 10­7 to

is sufficient on its own to cause fuel fragmentation

10­6 mm/s). CT6 (5.9 dpa 304L SS) achieved a sta­

or whether the shock because of the sudden loss of

ble crack growth rate after the stress intensity was

pressure at rod burst is required as well. The test

increased to 15.5–17 MPa√m (Figure 4). Compar-

design and execution conditions were calculated by

ing the crack growth rates to those measured on

Grigori Khvostov from PSI, and the test was success­

CTs prepared from the same material in the PWR

ful in that ballooning without failure was achieved

study IFA­718 and in HWC in the BWR tests IFA­

as intended. PIE confirmed the first impression

709 and IFA­745, it was found that the calculated

obtained by gamma scanning after the test: suffi­

K dependency is ~K6 which is higher than the ~K2

cient ballooning had been achieved and the fuel

dependencies that are often reported.

fragmentation pattern was similar to the patterns

A test on crack initiation is conducted in IFA­733

observed in 650.13 with intentional rod burst.

with the objectives to develop a protocol for crack

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 4: Crack growth in 5.9 dpa 304L SS

Hydrogen Water Chemistry (HWC) in mitigating

Man-Technology-Organisation (MTO) research

the initiation of cracks in irradiated (~13 dpa)

The MTO research carried out at the Halden Project

304L SS tensile test specimens by comparing the

is based on the Halden Man­Machine Laboratory

number of specimen failures occurring in Normal

(HAMMLAB), a world­wide reference facility

Water Chemistry (NWC; 5 ppm O2) versus HWC

for human factor studies and advice on control

initiation testing and to evaluate the benefits of

(2 ppm H2). Irradiation began in July 2011, and

room engineering. It provides the basis for studies

several load increases were implemented during

on the performance of control room operators in

the 14300 full power hours that the test has accu­

complex

mulated so far. The most recent specimen failure

HAMMLAB is complemented by the Virtual Reality

occurred at a load of 105% yield stress. Irradiation

Laboratory, a facility for rapid, interactive, high

of IFA­733 will continue with unchanged chemistry

quality design of control rooms. Tools to assist in

conditions (NWC). Load step increases by 5% YS

verification and validation of such designs as

every ~2000 FPH will be continued.

well as tools for maintenance training have been

The pressure vessel integrity study is aimed at the

developed. A new FutureLab has been established

effect of neutron embrittlement on pressure vessel

for early prototyping of operational concepts in

materials. The purpose is to obtain data on the use

highly automated plants.

of Small Punch Test (SPT) specimens for deriving

Highlights of the work in the MTO area performed

mechanical property data for reactor pressure

in 2014 are given below.

and

automated

environments.

vessel and core component materials. The test matrix consists of a total of 180 SPT specimens and

Human Performance

30 mini tensile specimens that were irradiated

Past accidents and incidents have underscored the

to two different fluence levels. Irradiation and test­

influence of human performance on the safety of

ing has been completed and detailed results are

nuclear power plants. In upgrades of existing

presented in [8]. One finding is that the fracture

plants or in advanced reactors, the quality and

area transition temperature (FATT) at the same

reliability of human performance in operation is

fluence (dpa) is influenced by the irradiation condi­

expected to remain significant for the safe ope­

tions. This will be evaluated further.

ration of NPPs. Licensing of new designs will require improved efforts in analysing the new work environments and work organisation and their influence on safety. Human performance is there­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

123

124

fore a key area of research. The programme

goal of the experiment was to find out how to

emphasises empirical research, with special focus

develop reliable, yet at the same time resilient,

on experiments in HAMMLAB. There is a strong

emergency response strategies. The experiment

focus on direct co­operation with active groups in

focused on the role of the shift technical advisor

the member organisations within this field of

(STA) and the availability of overview tools (pro­

research. Main results:

cedure flowchart and large­screen display).

Human Reliability Analysis is one of the focus

While the data collection is still on­going, early

areas. Interviews with HRA practitioners have

indications based on gallery observations show

confirmed that operating procedures and other

performance variability among the crews; the

plant documentation are important to provide

effectiveness of the STA seems to depend on the

background information for the HRA. However,

degree of independence from the crew (STA per­

they have also stressed that visits to the plant

formance might benefit from being separated

and/or simulator to discuss scenarios with oper­

from the crew); process and procedure knowl­

ating personnel are essential to ensure the HRA

edge seem to be critical factors for resilience;

reflects the reality of the plant «as operated»

there were signs of fatigue as early as 45 min­

rather than «as built». One of the biggest chal­

utes into the scenario, and this may affect the

lenges for scenario analysis is to determine an

crew’s problem solving; teamwork and commu­

accurate timeline and sequence of events for the

nication seem to suffer as fatigue increases. We

scenario considered. An interesting finding was

observed that the digital control room interface

that, despite the fact that most HRA methods do

enabled new teamwork practices that seem to

not specify how scenario analysis should be con­

boost both the reliability and resilience of emer­

ducted, most of the interviewees have over time

gency operation by involving all four crew mem­

adopted a similar approach, regardless of the

bers in monitoring, peer­checking and problem­

different organisations that they work for, the

solving.

different countries they work in, the different

An extensive observational field study on team­

types of reactor or the different HRA methods

work training has been performed covering

that they use. A handbook for HRA practitioners

three operational states (normal operation, out­

has been issued containing practical guidance

age, emergency). The teamwork competencies

on how to perform scenario analysis, including

required by control room crews may be com­

advice and best practices implemented by expe­

prised under nine global headings: Attitudes,

rienced HRA practitioners.

Communication, Coordination and planning,

Resilient Procedure Use experiment. Traditional

Decision Making, Intra­personal competencies,

safety approaches with barriers and detailed

Leadership, Learning and teaching, Mutual sup­

emergency plans have greatly improved the reli­

port, and Situation awareness. The detailed

ability of safety­critical systems. However, Fuku­

competencies needed to fulfil the requirements

shima and similar industrial disasters have shown

associated with the global competence headings

that pre­planned responses may break down

to some extent differ across the operational

during unforeseen events. In these situations,

states. Partly different teamwork training tech­

organisations, groups, and individuals must

niques might be required to provide crew mem­

adjust their goals and strategies, and mobilize

bers with the best possible fundament for

additional resources to enact the strategies. The

upholding resilience in teamwork across the

Figure 5: The large screen display during outages. The requirement in Technical Specification for Residual heat removal is not fulfilled (Red colour STF 3.8). Two cooling systems in sub D are not ready for operation as planned (shown in red colour).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 6: Field operator uses process information from process displays to regulate a valve in the field (VR­model). Right: Field operator takes a picture with the HCT of a leak in the field and sends it to the control room

three operational states. In addition to concrete

Another issue is how to support safe and effi­

input to training requirements, the results

cient cooperation between the field operator

include a competence assessment tool, TESA

and the control room operators. A new HSI

(Team Self­Assessment), which the control room

application – a handheld collaboration tool

team can use to assess their own competence

(HCT) has been developed and tested in an

and find out where and to what extent improve­

empirical study in HAMMLAB and the VRlab.

ments are needed.

Using the handheld device, it is possible to send and receive text messages, to access process

Human System Interface work

information (from the process displays in the

The Project member organisations are very inter­

control room), and to access plant diagrams,

ested in research related to Human System Inter­

plant photos and procedures. It is also possible

faces (HSIs) and in particular the innovative aspects

for the field operator to take and send pictures

going beyond traditional P&ID­based presentation.

or videos to confirm that he is manoeuvring the

Modernisation of nuclear power plant control

right object in the field, or to e.g. show the con­

rooms is taking place in many countries, moving

trol room crew the size of a leak in the plant

from panel­based control rooms into hybrid solu­

(Figure 6). The usability ratings of the new hand­

tions. Utilising the full capabilities of computerised

held HSIs were high, and the field operators

solutions and at the same time maintaining the

stated that they had better process overview

human factors aspects are prioritised. Improved

using this tool. The Virtual Reality solutions used

information presentation will contribute to safer

gave concrete input to training in Augmented

and more efficient operation by supporting opera­

Reality (AR) and VR.

tors in process understanding and creating enhanced situation awareness.

Control Centre Design and Evaluation

The main objective is to develop, test and evaluate

Current integrated system validation (ISV) meth­

an HSI concept addressing the near­term needs of

odology has limitations in terms of unclear safety

the industry to support on­going and planned con­

implications of recommended performance

trol room modernisation projects, and the main

measures, limitations in terms of identifying

results achieved are:

causes for performance, and is mainly suitable

A large screen display for the outage period is

for modernisation projects due to the reliance on

designed and implemented. The display shows

the benchmark approach to performance

important systems during outage. It also includes

requirements. The goal is to develop a new ISV

automatic supervision of the status of safety sys­

methodology with improved indicators of the

tems and automatic supervision of requirements

control room’s contribution to plant safety, with

in the Technical Specification, see Figure 5. For

improved indications of how control room ele­

the automatic supervision, several logical dia­

ments drive specific performance issues, and

gram sheets and a handling display are devel­

that it can be used for both new and modernised

oped.

plants. The objectives are to identify and describe

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

125

Figure 7: Overview of elements to be evaluated during ISV

126

a model, related to plant safety, of the main perfor­

increase productivity, while maintaining adequate

mance issues and the main control room elements

safety, is one of the main drivers behind most cur­

of integrated control room performance (Figure 7).

rent and future plant modernisation projects.

The identification and description of these factors

A technique for evaluating the uncertainties of

shall provide a basis for the development of a cri­

reconciled values has been developed. Distribu­

terion­referenced approach (CRA) for performance

tions of measurement errors are estimated from

based evaluation of control rooms, and will give

observed time series data. Principal Component

knowledge of plant safety related issues to incor­

Analysis (PCA) is used to identify process vari­

porate into test scenarios and performance mea­

ability modes observable in several measure­

sures during ISV. The ISV project completed the

ments. These fluctuation modes are then sub­

data collection for the first test version of the new

tracted from observed data to generate time

SCORE (Supervisory Control and Resilience Evalua­

series representing variability local to each mea­

tion) measure.

surement and consequently to estimate the dis­

Modernisation experiences in NPPs are of inter­

tributions of measurement errors. Uncertainty

est to many utilities. A survey was first carried

estimates for the reconciled values are then com­

out collecting information from various mod­

puted using Monte Carlo simulation, which

ernisation projects. In June 2014 the Halden

facilitates taking both non­linearities and differ­

Project organised a workshop discussing the

ent distributions of measurement errors into

topic in detail. The data obtained from the sur­

account.

vey and the workshop revealed main issues and

The cooperation with the Loviisa NPP, Finland,

good practices in past/current modernisation

has continued in developing their plant wide

projects. An analysis of the identified challenges

thermal performance monitoring and optimisa­

revealed that they were often related to plan­

tion (TEMPO) model. The results and experience

ning matters – such as defining an adequate

from this cooperation are very valuable feedback

schedule; recruiting all the necessary compe­

to our development work with respect to under­

tences; or communicating main objectives effi­

standing the issues when applying these types of

ciently. Considering the relevance of this topic,

systems in practical applications.

and based on the recommendations that resulted

A methodology has been developed for estimat­

from the workshop, a tool has been proposed

ing when to change air filters at a nuclear facility.

that could assist the project team during the

The pressure drop development is identified as

planning stages of modernisation projects. The

the sum of components describing physical phe­

suggested planning checklist includes items

nomena of different time scales (gradual accu­

regarding: Motivations and Scope; Involvement

mulation of particles, sporadic large aerosol

of Roles and Competences; Project Plan; HSI

emissions, seasonal variation), which consider­

Design; Human Factors Engineering (HFE) Tasks;

ably improves modelling accuracy. The computa­

and Monitoring and Training.

tional technique will enable NPPs to estimate the Remaining Useful Life (RUL) of air filters more

Condition Monitoring and Maintenance Support

than a year ahead. This enhances the facilities’

A number of computerised system and applica­

ability to plan ahead and optimize their mainte­

tions have been developed through the years at

nance schedule. It can also reduce radioactive

the Project to benefit safety and economy in oper­

waste.

ations and maintenance (O&M). Their potential and advantages have, however, not yet been fully

Software Systems Dependability

realized in the nuclear field as they have in other

The research programme on software systems

domains. The need to reduce O&M costs and

dependability contributes to the introduction of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

digital instrumentation and control (I&C) systems

ENSI in these matters. Dr. Vinh Dang, PSI, is also

into nuclear power plants. Focus is on topics

taking part in the NEA work group, WGRISK, on

important both to design and production of digital

HRA information exchange where also the Halden

I&C as well as safety assurance and licensing issues.

Project is participating, and this further enhances

Summary of activities:

the cooperation with PSI in this area.

Research was carried out on a number of impor­ tant aspects related to the development of safety­critical software, ranging from require­

International Cooperation

ments elicitation to final safety approval. The interviews of nuclear regulators on safety dem­

The OECD Halden Reactor Project is a joint under­

onstration and justification were completed and

taking of national organisations in 20 countries

the material collected has been reviewed and

sponsoring a jointly financed research programme

structured. Difference and similarities in the

under the auspices of the OECD Nuclear Energy

licensing processes have been pointed out, as

Agency. The international members of the Halden

well as known and foreseen challenges.

Project participate actively in formulating, prioritis­

A Halden Project workshop on safety demon­

ing and following up the research programmes.

stration and justification of DI&C in Nuclear

This ensures that the work is focused on tasks with

Power Plants (NPP) was conducted March 13th–

direct safety relevance. In the execution of the pro­

14 2014 at U.S.NRC in Washington D.C. The

gramme, the Halden Project maintains close con­

objective of the workshop was to discuss the

tacts with its member organisations in these coun­

most important challenges of safety demonstra­

tries and with NEA and its relevant working groups.

tion of DI&C systems as identified through inter­

The technical steering is exerted by the Halden

views with nuclear regulators, and further direc­

Programme Group with members from the partici­

tions for a safety demonstration framework have

pating organisations. The Group approves the

been suggested.

annual research programme and oversees the

Several techniques have been analysed for their

progress of the work.

support of product and process failure analyses,

The Enlarged Halden Programme Group Meeting

including a range of testing techniques. The

(EHPG) was held at Røros, Norway, 7th–12th Sep­

th

safety and security requirements elicitation

tember 2014 with 270 participants from member

method CHASSIS (Combined Harm Assessment

organisations. There were several participants from

of Safety and Security of Information Systems)

Switzerland providing a good opportunity for

has been evaluated in several studies and refined

exchanging information with the international

accordingly.

community on key research topics within the Fuel & Materials and the MTO.

National Cooperation The Fuels & Materials programme is supported by

Assessment 2014 and Perspectives for 2015–2017

LOCA calculations performed at PSI; in particular regarding the specification of the conditions of the

The activities in 2014 of the Halden Project pro­

LOCA tests using segments from the Leibstadt NPP.

gressed mostly according to schedules. Several

PSI is supporting a PhD thesis on «Modeling of fuel

workshops and seminars were arranged to guide

fragmentation, relocation and dispersal during

the current program and to help shaping future

Loss­of­Coolant Accident in Light Water Reactor».

activities.

PSI is also actively using other Halden reactor

The experiments in the Halden reactor have pro­

experiments, e.g., the rod overpressure / clad lift­

vided valuable data on the behaviour of reactor

off test.

fuel and materials during both normal operating

In order to make the results from the experiments

conditions and transients which are used to

in HAMMLAB more useful for HRA practitioners,

improve and validate safety analysis codes. The

the Halden Project has established close contact

experiments in HAMMLAB have provided useful

with HRA specialists in the member organisations

data for HRA modelling and to technical bases for

in the planning of activities in HAMMLAB. In Swit­

human factors guidelines for design and evalua­

zerland close contact is established with PSI and

tion of control room solutions and human­system

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

127

interfaces. Methods and systems developed for plant surveillance and optimisation have been taken into use in NPPs in member countries. The joint programme of the OECD Halden Reactor Project is agreed upon for three years. 2014 is the last year of the 3­year period 2012–2014 in accor­ dance with the 2012–2014 framework programme [1] and the annual programme for 2014 as approved by the Halden Programme Group [2]. The programme proposal for the coming 3­year period 2015–2017 has been defined [5], and the annual research programme for 2015 [6]. There are currently 20 member countries and the Project continues to look for new members to join.

References [1] Halden Reactor Project Programme Proposal 2012–2014, HP­1303 [2] Halden Reactor Project Programme Proposal 2014, HP­1398 [3] Status Report January – June 2014, HP­1430 [4] Status Report July – December 2014, HP­1453 (to be issued in 2015) [5] Halden Reactor Project Programme Proposal 2015–2017, HP­1390 [6] Halden Reactor Project Programme Proposal 2015, HP­1431 [7] M. Ivanchenko, J. Pakarinen, W.Karlsen, T.M. Karlsen, «TEM Examination of Post Irradiation Annealing on 7.7 dpa AISI Stainless Steel», EHPG meeting, Røros, September 2014 [8] M. Březina, J. Petzová, Ľ. Kupča, «Mechanical properties of VVER­440 reactor pressure vessel steels after irradiation in the Halden reactor», EHPG meeting, Røros, September 2014

128

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

SCIP II Program 2009–2014 (Progress report year four)

Author und Co­author(s)

Francesco Corleoni

Institution

SCIP II Project Manager, Studsvik

Address

SE­611 82 Nyköping, SWEDEN

Phone:

+46760021106

Duration of project

5 years

ABSTRACT

able for this program, including advanced pel­

The Studsvik Cladding Integrity Project (SCIP)

let materials with different types of dopants

was launched in 2004. It was a 5 year OECD/

and additives. Pellet behaviour was investi­

NEA Joint Project operated by Studsvik with

gated on non­failed ramped rods in order to

about 30 participating organisations, including

get insights into processes that impact PCI per­

regulatory bodies, research institutions, utilities

formance of standard, doped and additive

and fuel suppliers from 13 different countries.

fuels.

SCIP I prioritised studies on cladding, related to

Data from about 1100 ramp tests performed in

fuel rod failures driven by pellet­cladding

the Studsvik R2 reactor between 1970 and

mechanical interaction (PCMI).

2005 were compiled and analysed, identifying

The objective of the second 5 year phase of

some beneficial features and general trends.

SCIP (SCIP II) with an extended group of par­

Results from the examination of fuel from 34

ticipants was to deepen the understanding of

power ramp tests were analysed in order to

mechanisms leading to fuel failures driven by

assess the perfor­mance of different pellet

PCMI, in particular failures due to stress corro­

types during power transients.

sion cracking (pellet­cladding interaction, PCI) and failures caused by hydrogen­assisted frac­

Project was concluded by releasing the final

ture. A wide selection of materials was avail­

report in October 2014.

129

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project Goals

Task 1: Pellet-cladding mechanical interaction (PCMI)

The Studsvik Cladding Integrity Project, SCIP, was

Ramp testing and post­irradiation examinations

launched in 2004. It was a 5 year OECD/NEA Joint

(PIE) were performed on different types of fuel

Project operated by Studsvik with about 30 partici­

rods, in order to extend the knowledge on the

pating organisations, including regulatory bodies,

pellet­cladding mechanical interaction and to

research institutions, utilities and fuel suppliers from

evaluate the dimensional changes and the rela­

13 different countries. SCIP I aimed at studying

tions between different parameters like burnup,

basic phenomena of fuel rod failures, in particular

linear heat rate, pellet temperature, hold time

stress corrosion cracking (pellet­cladding interac­

and pellet type.

tion, PCI), delayed hydride cracking (DHC) and fail­ ures due to hydrogen embrittlement (HE), all driven

Task 2: Pellet-cladding interaction (PCI)

by pellet­cladding mechanical interaction (PCMI),

Microstructural and microchemical investigations

thus contributing to a better understanding of fun­

of fuel pellets before and after ramp testing were

damental failure mechanisms. PCMI was studied in

performed using electron microscopy and laser

a number of ramp tests, providing cladding stress

ablation. The influence of crack patterns on the

and strain data, suitable to be used for modelling.

PCI threshold was investigated using mandrel

Key parameters important for hydrogen induced

testing, and local stress and strain distributions

failures are now much better understood thanks to

after testing were evaluated. Additionally, the

SCIP I and could in many cases be quantified. In the

effect of different ramp profiles on PCI was inves­

case of failures caused by stress corrosion cracking

tigated.

from the inside of the fuel rod (pellet­cladding inter­ action, PCI), equipment simulating in­core condi­

Task 3: Hydrogen induced failures

tions was significantly improved.

Hydrogen embrittlement and delayed hydride

From the very beginning, SCIP I focused on cladding

cracking were studied in SCIP I. In SCIP II, local

studies. Studies on pellet­related parameters were

mechanical properties of hydrides and of the

in general not considered. Early in SCIP I it became

matrix in the vicinity of hydrides were measured,

obvious, that pellet properties, dramatically chang­

using nanoindentation. The effect of hydrides

ing with burnup, need to be considered as well in

and of hydrogen in solid solution on creep/ relax­

an integral description of PCI/PCMI. Furthermore, all

ation behaviour was studied as well. This issue is

fuel suppliers were also in the process of developing

related to PCMI during transients, where hydro­

advanced fuel types. One of the expected advan­

gen may affect cladding relaxation.

tages of these new fuel types was to reduce and

130

mitigate the risk for PCI. Therefore, the objective of

A modelling workshop was organised in three parts

the second 5 year phase of SCIP (SCIP II) with an

with eleven participants providing their modelling

extended group of participants was to deepen the

efforts on identifying the beneficial impact of a slow

understanding of mechanisms leading to fuel fail­

power ramp on PCI performance.

ures driven by pellet­cladding mechanical interac­

The SCIP II program review group received frequent

tion (PCMI), in particular failures due to stress corro­

information updates on the LOCA test program

sion cracking and failures caused by hydrogen­

performed by Studsvik on behalf of the U.S.NRC. In

assisted fracture. A wide selection of materials was

that work, single­rod integral LOCA tests were per­

available for this program, including advanced clad­

formed, basically following the same procedures as

ding and pellets with and without different types of

applied by the Argonne National Laboratory in ear­

additives.

lier campaigns. Significant fuel fragmentation, relo­ cation and dispersal occurred during the tests with

Work was performed in four tasks: Task 0: Review of existing Studsvik

higher burnup fuel (just above 70 MWd/kgU).

Objective

ramp data Historic data from ramps performed at Studsvik

The overriding objective of the continuation of the

under various programs were collected and ana­

SCIP programme (SCIP II) is to contribute to more

lysed.

reliable fuel, by further deepening the understand­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

ing of mechanisms leading to fuel failures driven by

by the strain exerted by the pellet, by structure effects

pellet­cladding mechanical interaction (PCMI) and

(contact at pellet to cladding interface, geometry dis­

pellet­cladding interaction (PCI).

continuities, …) and the stress relaxation behaviour

SCIP II has a broader scope compared to SCIP,

of fuel and cladding.

including advanced modern cladding and pellet

The objective of Task 1 was to assess the performance

materials.

of different pellet types during power transients. In addition to standard fuel, additive pellets (Al­Si, Al­Cr,

Task 0: Review of Existing Studsvik Ramp Data

Cr, Cr­Al­Si) as well as gadolinia, MOX, high density UO2, large grain pellets and pellets with different geometry were studied. Ramp tests and examinations focused on dimen­

In­pile ramp testing is one of the most important

sional changes and the relations between different

integral test methods to evaluate fuel performance

parameters like burnup, linear heat rate, pellet tem­

during transients. Over the years, a large number of

perature, hold time and pellet type.

ramp tests have been performed in the R2 reactor

Task 1 included results and analyses from 34 ramp

at Studsvik. The objective of this task was to collect,

tests and related postirradiation examinations (PIE).

review and make available data from ramp test pro­

Twelve power ramp tests were performed in the Hal­

grams performed in Studsvik. The list of data to be

den test reactor together with PIE before and after

compiled was discussed at several SCIP meetings

the ramp tests. PIE included measurement of clad­

and approved by all participants. In this way, SCIP II

ding diameter, fission gas release (FGR), pellet/clad­

participants get a common dataset that can be used

ding cold gap assessment with a non­destructive

for comparisons of different fuel/cladding types and

method and pellet density as well as characterisation

for high­level analyses.

by light optical microscopy (LOM). In addition, results from eleven ramp tests performed within bilateral

The work included:

programs were included as voluntary contribution

Collection of ramp data from about 1100 ramp

from participants, and results from eleven ramp tests

tests performed in the Studsvik R2 reactor

performed within SCIP I were evaluated.

between 1970 and 2005.

Radial fuel temperature profiles were estimated with

A review of the data, applying some statistical

the Halden code FTEMP3, considering thermal con­

tools.

ductivity evolution with burnup as well as Pu and Gd

Illustration of ramp results dependencies to differ­

content, but no other effects like, e.g., the impact of

ent ramp and rod parameters.

dopants and additives.

Identifying general trends and correlations of

Some of the ramp rodlets were tested with a short

ramp results to ramp and rod parameters, to the

hold time of about one minute and some with a hold

extent possible, considering the large scatter of

time of several hours. By comparing the results of

ramp results.

ramps with short and long hold times, changes of

Issuance of report and Excel file.

fuel characteristics during the ramp step and during hold time could be assessed separately.

The objectives of Task 0 were fulfilled as data from

Fuel and cladding changes during the ramp step and

ramp test programs performed in Studsvik were

during the hold time were quantified and can hence

reviewed and made available.

provide necessary information for future understand­ ing and modelling.

Task 1: Pellet Cladding Mechanical Interaction (PCMI)

Also workshops on fuel modelling have been per­ formed based on the voluntary contributions of all the participants. The objectives of Task 1 were fulfilled and data from

PCMI is the mechanical driving force for the three fuel failure mechanisms delayed hydride cracking (DHC), pellet­cladding interaction (PCI), and hydro­ gen embrittlement (HE). For a given power increase, the cladding strain is determined by the initial pellet and cladding conditions as well as the pellet expan­ sion. The cladding stress is in turn mainly determined

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

the tests performed in Studsvik were made available.

131

Task 2: Pellet Cladding Interaction (PCI)

Task 3 in SCIP II is devoted to a continued investiga­ tion of the effects of hydrogen in cladding on crack­ ing behaviour.

PCI failures are caused by stress corrosion cracking,

Within this task the matrix yield stress and fracture

where the stress corrosion chemical agent is believed

stress of hydrides as a function of temperature and

to be one of the fission products, notably iodine. The

burnup level has been evaluated using the nano­

cracks are initiated at the inter­pellet plane, at the inner

indentation technique.

surface of the cladding and propagate outwards

The effect of H in solid solution and as hydrides, on

through the cladding wall.

creep/relaxation behavior has been investigated too,

PCI failures depend on several factors. These include

also simulating conditions of power increase under

power ramp parameters such as rate and level of local

PCI criteria.

power step changes, as well as the integral pellet­clad­

The task is completed and all the reports have been

ding state when the power transient occurs. The main

released.

parameters affecting pellet­cladding state are burnup (fission product generation, neutron bombardment) and local power history (temperature). These parame­

International Cooperation

ters in their turn affect the pellet dimensions (e.g. pellet­cladding gap closure, creep properties), micro­

The SCIP II program is a 5 years NEA/OECD Joint

structure and the movement of generated fission

Project run by Studsvik in which about 30 interna­

products (fission gas bubble formation, etc).

tional organizations are participating. The interna­

The sensitivity of the cladding to PCI can be tested by

tional members, mainly representing industry,

means of in­pile ramp testing as well as out­of pile

authorities and research centers, are actively partici­

mechanical testing using a mandrel technique. Both

pating to the program with in­kind contributions

methods were used within the SCIP II program.

and with the participation to the SCIP II meetings

The fuel pellets investigated in this program were sub­

twice a year.

jected to extensive characterisation, using a wide range of PIE analytical techniques. The main objectives of this task were to investigate

Publications

and quantify local differences in chemical composition in different irradiated pellet types, to perform para­

With the results achieved in the program the follow­

metric studies on PCI behaviour with different simu­

ing publications have been prepared during the lat­

lated pellet crack patterns, and to study the impact of

est years and presented at the LWR Fuel Perfor­

different ramp sequences on PCI behaviour.

mance Meeting TopFuel 2013 and 2014:

The objectives of Task 2 were fulfilled, as we were able in different pellet types, to establish parameter impact

Microstructural and Chemical Characterization of Ramp Tested Additive Fuel

on PCI behaviour with different pellet crack patterns,

Daniel Jädernäs, Francesco Corleoni, Anders

and to quantify the impact of different ramp profiles

Puranen, Michael Granfors, Gunnar Lysell, Pia

on PCI behaviour. In addition, it was demonstrated

Tejland (Studsvik Nuclear AB)

that the mandrel test technique can reproduce the

Dan Lutz (Global Nuclear Fuel)

to map the local differences in chemical composition

132

plastic strain to failure obtained during a ramp test.

Lars Hallstadius (Westinghouse Electric Sweden

The results of the tests performed and the reports

AB)

were made available.

Task 3: Hydrogen Induced Failures

Fuel Rod Performance and Failure Prediction During Power Ramp N. Doncel, C. Muñoz­Reja (ENUSA) R. Dunavant, M. Jahingir (Global Nuclear Fuel)

The SCIP I program was largely focused on hydrogen induced failure mechanisms, such as HE and DHC. The performed program has improved the under­

Towards Understanding Beneficial Effects of Slow Power Ramps

standing of hydrogen induced cladding failures but

V.I. Arimescu (Areva)

some issues still remain and some new questions

J. K­H. Karlsson (Studsvik)

have arised during the program.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

SAFE Safe Long-Term Operation in the Context of Environmental Effects on Fracture, Fatigue and EAC

Authors and Co­author(s)

H.P. Seifert, J. Bai, S. Ritter, S. Roychowdhury, P. Spätig

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen PSI, Switzerland

Telephone, E­mail, Internet address

+41 (0)56 310 44 02, hans­[email protected] www.psi.ch und http://www.psi.ch/lnm/

Duration of project (from–till)

January 1, 2012 to December 31, 2014

ABSTRACT

Detailed fractographic analysis revealed that

Within the SAFE project, environmental effects

toughness reduction is related to (hydrogen­

on rapid fracture, fatigue initiation and short­

induced) extensive localization of plastic defor­

crack growth in low­alloy (LAS) and austenitic

mation and not to a microscopically brittle pro­

stainless steels (SS) as well as the stress corro­

cess.

sion cracking (SCC) behaviour of dissimilar

Sub­project­II – Environmental­assisted

metal welds (DMW) under boiling (BWR) and

fatigue (EAF) in austenitic SS: 1. Mean stress:

pressurised water reactor (PWR) conditions are

As expected, the EAF life was increased and

evaluated. These practical investigations are

reduced with moderate compressive and tensile

complemented by a more fundamental study

mean stress, respectively. However, at high ten­

on SCC initiation in Ni­base alloys and LAS. In

sile mean stress a higher fatigue life was

the third project year, the following interim

observed than at zero mean stress. Furthermore,

results were gained:

strong effects of moderate tensile mean stress

Sub­project­I – Environmental effects on

are observed close to the environmental stress

rapid fracture in RPV steels: Hydrogen in the

amplitude thresholds. In the investigated range,

range of 1.6 to 5 ppm in the RPV steel resulted

the SWT mean stress correction works fairly

in embrittlement during tensile tests in air; both

well or produces slightly conservative results for

at 25 and 288 °C and the embrittling effects

compressive mean stress. Close to stress ampli­

were more significant at 25 °C and at higher

tude thresholds for environmental effects and

hydrogen concentrations. Maximum effects

at high tensile mean stress the environmental

were observed at strain rates of 10–5 to 10­4/s

reduction of fatigue life is massively under­ and

and 10 to 10 /s at 25 and 288 °C, respectively.

overestimated by the SWT correction, respec­

The coarse grain heat­affected zone (CGHAZ)

tively. 2. Load history: The EAF life under block

­3

­2

was more susceptible than the base metal.

sequence and single over­ & under­loading con­

Hydrogen moderately reduced the initiation

ditions in high­temperature water was moder­

fracture toughness in air at 288 °C by a factor

ately shorter or significantly longer than pre­

of 2. The exposure to high­temperature water

dicted by a simple linear damage accumulation

at 150 and 288 °C resulted in a significant

rule (Miner rule) and corresponding constant

reduction of the upper shelf initiation tough­

load amplitude tests. Environmental effects

ness by a factor of 5 to 9. At 150 and 288 °C,

may occur below the environmental stress /

fracture occurred by stable «ductile» crack

strain threshold from constant amplitude load

growth. So far, rapid, unstable crack extension

tests or could completely vanish under suitable

was observed in specimens with CGHAZ micro­

loading conditions and histories.

structure only, although the reduction of initia­

Sub­project­III – SCC in DMW: Fast SCC in the

tion toughness was similar as in base metal.

cm/a­range into the low­alloy RPV steel cannot

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

133

be excluded in high­purity BWR/NWC water

is fully operational since December 2014. A

above 60 to 70 MPa·m . For 3, 5 & 10 ppb of

detailed literature survey on SCC and hydrogen

chloride, fast SCC into the RPV steel is possible

effects in Ni­base alloys and the potential

1/2

down to at least 50, 30 and 20 MPa·m ,

underlying mechanism was performed and

respectively. In BWR/HWC environment, on the

summarized in a comprehensive internal report.

other hand, 100 ppb Cl­ were not sufficient to

Coupon specimens that were exposed to high­

induce fast SCC in LAS below 60 MPa·m1/2.

temperature water at different dissolved hydro­

Under primary PWR conditions, limited SCC

gen (DH) levels seem to confirm the theoretical

into the RPV weld heat­affected zone is possi­

Ni/NiO phase transition boundary in Alloy 182

1/2

with subsequent very

at 274 °C at around 253 ppb DH. Accelerated

slow growth rates < 300 μm/a. Fast SCC might

SCC crack initiation and short crack growth

ble above 60 MPa·m

1/2

eventually be possible above 80 to 100 MPa·m1/2.

tests with sharply notched fracture mechanics

Sub­project­IV – SCC Initiation in Ni­base

specimens under combined slow rising load–

alloys and LAS: The PhD thesis on the effect of

constant load conditions at 50 ppb (NiO), 253

hydrogen on SCC initiation and subsequent

ppb (Ni/NiO) and 600 ppb (Ni) DH revealed a

short crack growth in Ni­alloy weldments in

maximum in SCC initiation susceptibility and

BWR environment was started in 9/2013. The

SCC crack growth rate at the Ni/NiO boundary

multiple specimen SCC initiation facility system

under BWR/HWC conditions at 274 °C.

1. Introduction

(PWR) in a wide range of SS, nickel­base alloy, car­ bon and LAS PPBC in the last three decades. Criti­

134

With regard to the new nuclear legislation and the

cal components are thus periodically inspected by

increased age of the Swiss nuclear power plant

non­destructive examination to detect defects

fleet (30 to 45 years), the current focus of material­

before they reach a critical size necessary for rapid

related regulatory safety research funded by the

fracture. [2–4]

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI) is

An accurate knowledge on the degradation of the

placed to the assessment and assurance of the

toughness and fracture properties of these materi­

integrity of the primary coolant circuit and contain­

als during service and of the system conditions that

ment in the context of material ageing [1].

may lead to EAC initiation and growth is thus evi­

Pressure boundary components in the primary

dently indispensable to ensure the safe and eco­

coolant circuit (PPBC) of light water reactors (LWR)

nomic long­term operation in this context. Reliable

are made of low­alloy (LAS) and stainless steels (SS)

quantitative experimental data on these phenom­

and are very critical components with regard to

ena and a basic knowledge on the underlying

safety and lifetime (with the reactor pressure vessel

mechanisms are essential to evaluate their possible

(RPV) being the most critical one). Assurance of

effects on structural integrity/safety and lifetime of

structural integrity of these components in the

components, to identify critical component loca­

context of material ageing is thus a key task in any

tions/operating conditions and to define and qual­

ageing and lifetime management program. During

ify possible mitigation, repair and maintenance

service, toughness and ductility of these materials

actions.

can decrease with time, due to irradiation induced embrittlement (RPV and reactor internals only), thermal ageing or potential environmental (hydro­ gen) effects. Under simultaneous effect of the

2. Structure and Goals of the SAFE Project

reactor coolant, thermo­mechanical operational loads and irradiation, cracks can initiate and grow

The SAFE project (2012–2014) aims to fill selected

by environmentally­assisted cracking (EAC) and

important knowledge gaps in the field of EAC and

thermo­mechanical fatigue (TMF), which finally

environmental effects on fatigue and rapid fracture

could lead to a large leak or component failure. A

in safety­relevant PPBC [3]. It consists of four sub­

plenty of EAC cracking incidents occurred in both

projects (Table 1) and deals with environmental

boiling water (BWR) and pressurised water reactors

effects on fracture and fatigue, stress corrosion

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Sub­project Topic

Share

SP­I

Environmental effects on rapid fracture and tearing resistance

25%

SP­II

Environmental effects on fatigue initiation & short crack growth in stainless steels & Ni­alloys under PWR & BWR/HWC conditions

30%

SP­III

SCC in dissimilar metal welds and Alloy 182­RPV interface region

20%

SP­IV

SCC initiation in austenitic Ni­base alloys & low­alloy steels

25%

cracking (SCC) in dissimilar metal welds (DMW)

This sub­project aims to establish the role of the

and basic studies on SCC initiation in LWR environ­

environment and hydrogen on the fracture and

ments [3]. The technical background and the

mechanical behaviour of RPV steels in the LWR

objectives of the individual sub­projects were dis­

temperature regime and identify critical combina­

cussed in detail in the SAFE project proposal [3].

tions of metallurgical, environmental and loading

SAFE also contributes to the maintenance of an

conditions, which may result in significant environ­

independent expertise and to the education of

mental and hydrogen effects. This work is sup­

young specialists in this safety­critical field. Fur­

ported by the PSI Fellow Program (EU­Cofund) [4]

thermore, the generated know­how is made avail­

and mainly covered by our Post­Doc Dr. S. Roy­

able to ENSI for expertise work and on­call proj­

chowdhury from BARC (India), who started to

ects.

work in our group in February 2013.

Table 1: Topics of sub­projects of the SAFE research program.

A literature survey on hydrogen and environmental

3. Performed Work and Results 3.1. SUB-Project I – Environmental Effects on Rapid Fracture

effects on mechanical and fracture properties in LAS was performed and summarised in a compre­ hensive report [8] in 2013. The limited data in the LWR temperature regime confirmed potential hydrogen and environmental effects and the need for further more systematic studies.

Fracture toughness and tearing resistance are

Tensile properties of a RPV steel (22 NiMoCr 3 7) in

material properties, which not only depend on

two different microstructural conditions (bainitic

microstructure or loading conditions (e.g. strain

base metal (BM) and simulated coarse grain heat­

rate or constraints) but are also strongly influenced

affected zone (CGHAZ) of welds) was character­

by the environment in which the cracking occurs.

ized in air at different strain rates (10­1 to 10­5/s)

Except for temperature and irradiation, the effect

and temperatures (25 and 288 °C), with hydrogen

of environment on fracture behaviour of PPBC has

in the range of 0–5 ppm. The upper shelf initiation

not been taken into account in the nuclear power

toughness was estimated in air by performing elas­

industry. There is now growing experimental evi­

tic­plastic fracture mechanics (EPFM) tests, using

dence that the fracture resistance of most struc­

BM and CGHAZ specimens at different tempera­

tural materials might be degraded by reactor cool­

tures (25–288 °C), with and without hydrogen.

ant (hydrogen) effects in the LWR operating regime

EPFM tests were also done in hydrogenated and

[3–7]. Hydrogen pickup in structural materials in

oxygenated high­temperature water for both of

LWR occurs due to contact with hydrogen contain­

the microstructural conditions. Tests were comple­

ing reactor coolant (hydrogen from radiolysis and

mented by detailed post­test evaluations on the

intentional additions) and corrosion reactions. The

fracture and deformation mechanism by optical,

hydrogen level reaches equilibrium bulk concentra­

scanning and transmission electron microcopy. The

tions of several ppm within a few weeks or months

interim results are summarized in a conference and

at 300 °C, which is high enough to affect their

journal paper [9, 10].

mechanical properties [3–7]. Although the hydro­

Hydrogen in the range of 1.6 to 5 ppm in the RPV

gen content in primary PWR water is significantly

steel resulted in embrittlement during tensile tests

higher than in BWR coolants, similar or even higher

in air, both at 25 and at 288 °C, whereas the

concentrations of absorbed hydrogen occur in

embrittling effects were more significant at 25 °C

BWR components, especially in crevices/cracks

and at higher hydrogen concentrations. Maximum

with aggressive occluded crevice chemistry.

effects were observed at strain rates of 10­5–10­4/s

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

135

and 10­3–10­2/s at 25 and 288 °C, respectively. The

ure 2). The toughness reduction in oxygenated and

CGHAZ simulated microstructure was more sus­

hydrogenated high­temperature water at 150 and

ceptible than the base metal and tensile test results

288 °C was similar and additional in­situ hydrogen

indicated that at 288 °C the higher strength influ­

charging did not further reduce the toughness

ences embrittlement susceptibility to a greater

indicating a dominant effect of the corrosion­

extent than the coarser grain size. Furthermore,

induced hydrogen uptake. The reduction in high­

the hydrogen trapping at inhomogeneously dis­

purity neutral BWR water (pH288 °C ~ 5.7) seemed to

tributed (oxide) inclusions had a significant effect

be a factor of 2 lower than in the slightly alcaic

on the embrittling tendency and resulted in large

PWR water (pH288 °C ~ 7, H3BO3 & LiOH), which

specimen to specimen scatter in hydrogen charged

might be related to the higher corrosion rate and

specimens only.

thus stronger hydrogen uptake. At 150 and

Without hydrogen, ductile fracture by micro­void

288 °C, fracture occurred by stable «ductile» crack

coalescence and a cup and cone macroscopic frac­

growth. So far, rapid, unstable crack extension was

ture appearance were observed in air. The pres­

observed in specimens with CGHAZ simulated

ence of hydrogen always resulted in predominant

microstructure only, although the reduction of ini­

ductile shear fracture during tensile tests (inclined

tiation toughness was similar as in base metal.

at ~45° to the loading axis, Figure 1) that, besides

The appearance of the fracture surface after EPFM

micro­void coalescence, additionally involved vari­

tests in high­temperature water was very similar to

ous amounts of quasi­cleavage and secondary

that in EPFM and tensile tests in air on hydrogen

cracking, as well as macro-void (> 100μm) forma­

charged specimens indicating that hydrogen is

tion. This is a clear indication of hydrogen­induced

playing an important role in the fracture process in

enhanced local plasticity.

high­temperature water. Detailed fractographic

The first EPFM screening tests with significant vari­

analysis revealed that toughness reduction is

ation of various experimental parameters revealed

related to extensive localization of plastic deforma­

the following preliminary results: The initiation

tion and not to a microscopically brittle process.

toughness values by the stretch zone width method were very similar to those derived with the ASTM E1820 procedure. The corresponding values revealed by the reversed direct current potential

3.2. Sub-Project II – Environmental Effects on Fatigue

drop method were often significantly lower (up to

136

a factor of 3) and showed less scatter.

The possibility of reactor coolant effects on fatigue

In the investigated loading rate range (load line

of LWR structural materials is undisputed, but their

displacement rates of 0.25 to 0.35 mm/min),

adequate implementation in fatigue design and

hydrogen moderately reduced the initiation frac­

evaluation procedures is still not satisfactorily

ture toughness in air at 288 °C by a factor of 2. At

solved. This sub­project aims to contribute to the

the same loading rate, the exposure to high­tem­

experimental basis for such Code modifications

perature water at 150 and 288 °C resulted in a

and is a logical continuation of the work in the

significant reduction of the upper shelf initiation

KORA­II project. The special emphasis in SAFE is

toughness JQ (and tearing resistance) by a factor of

placed to unexplored plant­relevant aspects, which

5 to 9 depending on the exact test conditions (Fig­

may result in non­conservatism.

Figure 1: Shear dominated failure in presence of hydrogen

Figure 2: Reduction of initiation toughness by hydrogen

at 288 °C.

in air and high­temperature water.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 3: Effect on HWC environment on stress­controlled

Figure 4: Effect of mean stress on fatigue life.

fatigue life.

During the report period, the focus was placed to

tal threshold stress amplitude seemed to be in the

the evaluation of the effect of mean stress and

range of 160 MPa. The effect of mean stress on the

load sequence/history on fatigue initiation life in

fatigue life in air and high­temperature water is

high­temperature water by first screening tests

exemplarily shown in Figure 4. For stress ampli­

with tubular fatigue specimens and fracture

tudes ≥ 170 MPa, the fatigue life in high-tempera­

mechanics specimens, respectively. The magnitude

ture water significantly increased with increasing

of these effects in air and high­temperature water

compressive mean stress. Low levels of tensile

and the adequacy of typical mean stress correction

mean stress reduced the fatigue life as expected.

(e.g., SWT, … ) and damage accumulation meth­

An unusual and surprising effect was observed at

ods (e.g., Miner, …) for environmental­assisted

a higher tensile mean stress of 50 MPa, where

fatigue in high­temperature water shall be com­

fatigue life increased again both in air and high­

pared and evaluated. The interim results were sum­

temperature water. On the other hand, close to the

marized in a conference contribution [11].

fatigue endurance limit and environmental stress

Mean stress effects: The previous load­controlled

amplitude threshold of 160 MPa, a small tensile

tests with sharply notched fracture mechanics

mean stress of 10 MPa resulted in a tremendous

specimens revealed that the notch stress/strain

reduction of fatigue life in high­temperature water,

amplitude thresholds for environmental effects on

as in the load­controlled tests with notched frac­

physical fatigue initiation life decrease with increas­

ture mechanics specimens.

ing load ratio and mean stress [11]. At small notch

A very preliminary evaluation revealed that the

stress amplitudes, the effect of mean stress is more

SWT mean stress correction reasonably predicts

pronounced than in air and predicted by typical

mean stress effects for stress amplitudes ≥ 170

fatigue life mean stress corrections [11]. Therefore,

MPa and mean stresses ≤ 20 MPa with some con­

the effect of mean stress was further investigated

servatism for compressive mean stress. Close to the

by stress controlled tests with pressurized tubular

environmental stress amplitude threshold of ~ 160

specimens in high­temperature water and massive

MPa, the environmental reduction of fatigue life is

cylindrical specimens in air. In these tests the cyclic

massively underestimated by the SWT correction.

plastic hysteresis behavior, which is indispensable

On the other hand, at higher tensile mean stress of

for typical mean stress corrections, is directly mea­

50 MPa it significantly over­estimates the fatigue

sured.

life reduction.

Base­line tests for the fatigue curve at zero mean

Load sequence/history effects: The load­controlled

stress in high­temperature water and air at 288 °C

tests with sharply notched fracture mechanics

were performed involving long­term tests of sev­

specimens with different high → low, low → high

eral months (Figure 3). For the applied loading fre­

load amplitude block sequences, as well as with

quency of 0.17 Hz, the high­temperature water

single over­ or under­loads in BWR/HWC environ­

environment resulted in a reduction of the fatigue

ment revealed the following results:

initiation life by a factor of 2 to 3, which is quite

Depending on the load history, the physical fatigue

significant for a strain rate in the range of the strain

initiation life of SS under these loading conditions

rate threshold for environmental effects of ~ 10­3/s.

in high­temperature water was moderately shorter

Both the fatigue endurance limit and environmen­

(up to a factor of ~ 2) or significantly longer (up to

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

137

a factor of ~ 6) than predicted by a simple linear

Nuclear Energy Safety Organization (JNES).

damage accumulation rule (Miner rule) and corre­

This program was terminated at the beginning of

sponding constant load amplitude tests. Environ­

this year by the last tests in the high KI­range with

mental effects occurred below the environmental

large DMW specimens in BWR/NWC and primary

stress/strain threshold from constant amplitude

PWR environment and in the low KI­range with

load tests or could completely vanish under suit­

homogeneous LAS specimens under BWR/NWC

able loading conditions & histories [11]. Further­

conditions with chloride additions. The results are

more, the way of transient grouping and cycle

summarised in a journal paper [12].

counting in environmental­assisted fatigue evalua­

As shown in Figures 5 and 6, fast SCC in the cm/

tions can have a strong impact on their margins.

year­range into the LAS cannot be excluded in high­

Nevertheless, the Miner rule probably does a rea­

purity BWR/NWC water above 60 to 70 MPa·m1/2.

sonable job in many situations, since the aggravat­

For 3, 5 & 10 ppb of Cl­, fast SCC into LAS is pos­

ing and mitigating factors usually compensate

sible down to at least 50, 30 and 20 MPa·m1/2,

each other in variable amplitude loading situations

respectively. In BWR/HWC environment, on the

in the field.

other hand, 100 ppb chloride were not sufficient to induce fast SCC in LAS below 60 MPa·m1/2. Under

3.3. Sub-Project III – SCC in Dissimilar Metal Welds

PWR conditions, limited SCC into the RPV weld HAZ is possible above 60 MPa·m1/2 with subsequent very slow growth rates < 300 μm/a. Fast SCC might eventually be possible above 80 to 100 MPa·m1/2.

The recent SCC incidents in control rod drive mech­

An accurate prediction of the residual stress profile

anisms and core shroud support welds in Japanese

in DMW and the resulting KI at fusion boundary is

BWRs represent a serious safety concern. In these

crucial in this context. Modelling and measure­

highly constrained welds with very high residual

ments of the residual stress profile in different real­

stresses, the stress intensity factors of SCC cracks

istic mock­up DMW were foreseen in the JNES pro­

with crack­tips in the interface region between the

gram. This key program and investigations were

weld metal and adjacent low­alloy RPV steel can

definitely stopped this year due to other urgent

reach high values of up to 50 to 90 MPa·m1/2. Under

priorities after the Fukushima accident in Japan.

these conditions, the possibility of fast SCC into the RPV in BWR/NWC environment cannot be excluded, in particular in high­sulphur RPV steels. The goal of this sub­project is thus to characterise the SCC

3.4. Sub-Project IV – Basic Studies on SCC Initiation

crack growth perpendicular to the interface region

138

between the Alloy 182 weld metal and adjacent

Within this sub­project, the effects of chloride on

RPV steel in BWR environment in the high KI region

SCC initiation of LAS [13] and of the hydrogen

and to quantify the thresholds for KI and chloride

level on the SCC initiation in Alloy 182 weldments

content for fast SCC crack growth into the RPV

under BWR conditions are investigated [14, 15].

steel (Figure 5). This project is performed in collabo­

The latter one is performed as a PhD thesis project

ration with the Tohoku University and Japanese

which started in September 2013.

Figure 5: Critical conditions for fast SCC into the adjacent

Figure 6: Effect of chloride content on SCC growth rate in

RPV steel in BWR/NWC environment in DMWs.

low­alloy RPV steels.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 7: Maximum SCC initiation susceptibility at Ni/NiO

Figure 8: Maximum SCC crack growth rate at Ni/NiO phase

phase boundary.

boundary.

During the last decade(s) several SCC incidents

sharply notched fracture mechanics specimens

occurred in Alloy 182 dissimilar metal welds in

under combined slow rising load – constant load

BWRs and PWRs, which seriously challenged the

conditions at 50 ppb (NiO), 253 ppb (Ni/NiO) and

integrity of the primary coolant circuit in some cases

600 ppb DH (Ni) with on­line crack initiation mon­

[14]. SCC crack growth and possibly initiation in Ni­

itoring by the reversed direct current potential drop

base alloys are strongly affected by the dissolved

and electrochemical noise technique. Each experi­

hydrogen (DH) content in the high­temperature

ment took a few months. Figures 7 and 8 show the

water. The main scientific goal of this PhD thesis is

effect of DH and thermodynamic stability region

to evaluate the unexplored effect of DH contents on

(plotted as the ECP difference from the Ni/NiO

the SCC initiation and short crack growth in Alloy

boundary) on the SCC initiation and subsequent

182 weld metal under BWR/HWC conditions at

short crack growth in these experiments.

274 °C. The results will help to identify optimal DH

As under PWR conditions at higher temperatures

levels for SCC mitigation in BWRs. For this purpose,

(and thus higher DH levels), a maximum in SCC

SCC crack initiation and the subsequent short crack

crack growth rate is observed at the Ni/NiO bound­

growth is studied with sharply notched fracture

ary under BWR/HWC conditions at 274 °C. A weak

mechanics and smooth tensile specimens in a new

indication for a maximum in SCC initiation suscep­

multiple specimen SCC initiation facility.

tibility (minimum in initiation stress intensity factor

Within the report period, a huge effort was placed

KI,i) was observed at this boundary, but more tests

to the construction of a multiple specimen SCC ini­

are necessary for statistically significant conclu­

tiation set­up with on­line crack initiation monitor­

sions. This again demonstrates the need for a mul­

ing. Due to significant technical problems, the sys­

tiple specimen SCC initiation facility. First SCC ini­

tem just became fully operable at the end of 2014.

tiation tests with flat tapered specimens in this

A detailed literature survey on SCC and hydrogen

new rig are expected to be started towards the

effects in Ni­base alloys and the potential underly­

beginning of 2015.

ing mechanism was performed by our PhD student J. Bai and summarized in a comprehensive internal report [16]. The SCC mechanism in Ni­alloys at low

139

4. National Collaborations

ECP is still under discussion and the reasons for the peak in SCC susceptibility at the Ni/NiO boundary

The collaboration and technology transfer on the

not yet understood so far.

national level directly takes place in the Swiss

In a first step, coupon specimens were exposed to

nuclear community and in the ETH domain. A

high­temperature water at different DH levels to

Swiss consortium involving ENSI, PSI, ALSTOM,

identify the exact Ni/NiO phase transition boundary

EMPA and SVTI is member of the international

in Alloy 182 at 274 °C that is predicted at 253 ppb

PARENT program, which is dealing with the assess­

DH. The analysis of the oxide films at the different

ment and quantification of established and new

DH levels is ongoing, but the first preliminary

emerging NDE techniques to detect and assess

results seem to confirm the predicted boundary. As

flaws in DMW. Close thematic links exist to the

a next step, accelerated SCC crack initiation and

ENSI project NORA (SCC mitigation by Noble

short crack growth tests were performed with

ChemTM) and to the swissnuclear projects PLiM

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

(thermal fatigue in air) and IASCC (He effects on

ageing will be an important topic. NUGENIA is the

IASCC). ENSI and the Swiss utilities are periodically

European association dedicated to R & D of nuclear

informed on the actual project status during the

fission technologies with a focus on Generation II

annual project presentations and semi­annual

& III nuclear plants. Within NUGENIA, we are

project meetings. The state­of­the­art in science &

involved in the MICRIN (SCC initiation) and

technology and service experience in the field of

INCEFA+ (environmental effects on fatigue) proj­

SCC of stainless steels in LWRs was summarised in

ects. The latter one was submitted as an EU HORI­

a small expertise work for ENSI [17]. A new EPFL

ZON project proposal with support of NUGENIA.

Doctoral School Course «Effects of Radiation on

ETSON is the network of European technical safety

Materials (MSE­600)» and Workshop on Nuclear

organisations (TSO). Here we are involved in the

Materials will be (co­)organised by the authors in

development of an ETSON guidance for ageing

2015, which also contributes to the education of

management.

young specialists in Switzerland in this field. Half of

In the field of SCC of DMWs and chloride effects

the lecture on Nuclear Materials in the frame of the

on SCC in LAS, there is a collaboration between PSI

ETHZ/EPFL Nuclear Engineering Master Course is

and the renowned Fracture and Reliability Research

given by P. Spätig.

Institute of the Tohoku University in Sendai/Japan, which was extended in 2010 by the participation

5. International Collaborations

of PSI in a large Japanese research program on that topic under the auspice of the Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES). Because of new

As active members of the International Co­opera­

and urgent priorities after the Fukushima accident,

tive Group on Environmentally­Assisted Cracking

this JNES program was significantly delayed and

of Water Reactor Structural Materials (ICG­EAC,

then definitively stopped this year.

http://www.icg­eac.info/) and of the European Co­

Within a small collaboration with the Electric

operative Group on Corrosion Monitoring of

Power Research Institute (EPRI) in the USA, we are

Nuclear Materials (ECG­COMON, http://www.ecg­

supporting as reviewers and consultants the revi­

comon.org/) as well as of the Working Party 4

sion of the BWRVIP­60 SCC disposition lines and

(Nuclear Corrosion) of the European Federation of

the development of a BWR Codes Case for LAS,

Corrosion (EFC, http://www.efcweb.org/) we are

which is related to Section XI of the ASME BPV

staying in very close contact with the international

Code. The underlying basic document for revision

scientific and industrial community in this field.

of BWRVIP­60 was prepared with substantial sup­

Our own research activities are discussed and co­

port from PSI and is largely based on PSI‘s work in

ordinated within these groups. In 2012 and 2013

this field. The revised draft report is currently still

S. Ritter was elected and appointed as Scientific

under the final review process. PSI is also following

Secretary of the ICG­EAC group and appointed as

and contributing to the new Environmental

Chairman of the ECG­COMON. Within the ICG­

Assisted Fatigue Expert Panel of EPRI [18, 19].

EAC and ECG­COMON we will actively participate in new Round Robin programs on SCC initiation 140

and electrochemical noise/impedance spectros­ copy in high­temperature water. A new ISO/DIS standard 17093 (Corrosion of metals and alloys – Guidelines for corrosion test by electrochemical

6. Assessment of 2014 and Perspectives for 2015 6.1. Assessment of 2014

noise measurements) was developed by the ECG­ COMON with S. Ritter as driving force. We are also

The overwhelming part of the project goals and

strongly involved in the organisation of an EFC­

milestones for the third and last project year [3] has

WP4 Summer School on Nuclear Corrosion NuCoSS

been achieved and the project could be terminated

in Slovenia in 2015.

as planned by the end of 2014. The stress­con­

The authors are also member of various technical

trolled fatigue tests on mean stress effects in high­

areas and working groups in the newly formed

temperature water were delayed due to the failure

NUGENIA association (http://www.nugenia.org/)

of several driving components of the LCF machines,

and ETSON network (http://www.eurosafe­forum.

but this had only a very minor impact on the out­

org/formation­european­tso­network), where the

come of the project. Nine project­related publica­

safe long­term operation in the context of material

tions were generated in 2014. The project gener­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

ates results that are of direct and practical use for

Conference Proceedings

the regulatory work and its integration in several

S. Roychowdhury, H.P. Seifert, and P. Spätig,

international programs further amplifies the ben­

«Environmental Effects on Fracture Behavior of a

efit for ENSI.

Reactor Pressure Vessel Steel», in: Fontevraud 8, SFEN, O­T01­028 (CD­ROM), Avignon, France,

6.2. Perspectives for 2015

September 14–18, 2014. H.P. Seifert, S. Ritter, and P. Spätig, «Environmen­ tal­Assisted Fatigue in Austenitic Stainless Steels

Major milestones for the next year are the success­

under Light Water Reactor Conditions», in: Fon­

ful termination of the SAFE and of the Post­Doc

tevraud 8, SFEN, O­T03­029 (CD­ROM), Avi­

project of Dr. S. Roychowdhury by the end of 2014

gnon, France, September 14–18, 2014.

and January 2015, respectively, and the final SAFE

S. Ritter, «Detection of Stress Corrosion Cracking

report (PSI report) by the end of March 2015, as

Initiation by Electrochemical Noise – from Micro­

well as the production of several journal papers

to Macro­Scale and from Room­ to High­Tem­

from the individual sub­projects.

perature», Invited Key Note Lecture in: Gordon

A follow­up project SAFE­II (2015–17) [20] has

Research Conference on Aqueous Corrosion,

been approved by ENSI and shall start in January

GRC, Colby­Sawyer College, New London, NH,

2015. This new project will deal with SCC initiation

USA, July 13–18, 2014.

in austenitic alloys, environmental and hydrogen

S. Ritter and H.P. Seifert, «Effect of Chloride on

effects on the fracture toughness of RPV steels in

EAC Initiation of Low­Alloy Steel in Simulated

the ductile to brittle and upper shelf region and

BWR Environment», in: Annual Meeting of the

environmental effects on fatigue initiation in stain­

Int. Cooperative Group on Environmentally

less steels. Besides the ongoing PhD thesis of J. Bai,

Assisted Cracking of Water Reactor Materials,

SAFE­II will additionally involve a new PhD and

Paper No. L03 (CD­ROM), Prague, Czech Repub­

Post­Doc project. Furthermore, the SAFE­II project

lic, April 6–11, 2014.

is connected to several international projects

S. Roychowdhury, H.P. Seifert, P. Spätig, and S.

(MICRIN, INCEFA+, ICG­EAC & ECG­COMON

Ritter, «Environmental Assisted Fracture of Reac­

Round Robins).

tor Pressure Vessel Steel: First Results», in: Annual Meeting of the Int. Cooperative Group

7. Publications

on Environmentally Assisted Cracking of Water Reactor Materials, Paper No. Ls1 (CD­ROM), Prague, Czech Republic, April 6–11, 2014.

Publications in Scientific Journals and Books

J. Bai, S. Ritter, H.P. Seifert, and S. Virtanen,

R.­W. Bosch, R.A. Cottis, K. Csecs, T. Dorsch, L.

«Effect of Dissolved Hydrogen Content on SCC

Dunbar, A. Heyn, F. Huet, O. Hyökyvirta, Z.

Initiation and Short Crack Growth Behavior in

Kerner, A. Kobzova, J. Macak, R. Novotny, J.

Alloy 182 under BWR Conditions: A New Proj­

Öijerholm, J. Piippo, R. Richner, S. Ritter, J.M.

ect», in: Annual Meeting of the Int. Cooperative

Sánchez­Amaya, A. Somogyi, S. Väisänen, and

Group on Environmentally Assisted Cracking of

W. Zhang, «Reliability of Electrochemical Noise

Water Reactor Materials, Paper No. Wp1 (CD­

Measurements: Results of Round­Robin Testing

ROM), Prague, Czech Republic, April 6–11,

on Electrochemical Noise», Electrochimica Acta,

2014.

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Growth Behaviour of Alloy 182 Weld Metal

S. Roychowdhury, H.P. Seifert, «Environmen­

under BWR/HWC Conditions», PhD thesis

tal Effects on Fracture and Tearing Resistance

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Behavior in Alloy 182 under BWR Conditions:

439–464.

A New Project», in: Annual Meeting of the

BWRVIP­167NP, Revision 2, BWR Vessel and

Int. Cooperative Group on Environmentally

Internals Project: Boiling Water Reactor Issue

Assisted Cracking of Water Reactor Materi­

Management Tables. EPRI, Palo Alto, CA:

als, Paper No. Wp1 (CD­ROM), Prague, Czech

2010. 1020995.

Republic, April 6–11, 2014.

EPRI Workshop on Environmental Effects on

[16] J. Bai, «Literature Survey on SCC in Ni­alloys»,

Fracture Behaviour, December 2 and 3, 2010,

PSI­TM­46­15­01, to appear in March 2015.

Tampa, FL, USA. [8]

[17] H.P. Seifert, «SCC of Austenitic Stainless

S. Roychowdhury, «Literature Survey on Envi­

Steels in PWRs», Handout, Fachgespräch

ronmental Effect on Fracture Toughness –

ENSI­AüP/SGKL, ENSI, Brugg, December 5,

Role of Hydrogen», PSI­TM­46­13­05,

2013.

24.7.2013. [9]

FoKo), April 2013. [15] J. Bai, S. Ritter, H.P. Seifert, and S. Virtanen,

[18] Environmentally Assisted Fatigue Gap Analy­

S. Roychowdhury, H.P. Seifert, P. Spätig, S.

sis and Roadmap for Future Research: Gap

Ritter, Fracture behaviour of a reactor pres­

Analysis Report. EPRI, Palo Alto, CA, USA:

sure vessel steel in simulated LWR environ­

December 2011, 1023012.

ment, Journal of Nuclear Materials, under review. [10] S. Roychowdhury, H.P. Seifert, and P. Spätig, «Environmental Effects on Fracture Behavior

[19] Environmentally Assisted Fatigue Screening: Process and Technical Basis for Identifying EAF Limiting Locations, EPRI, Palo Alto, CA, USA: August 2012, 1024995.

of a Reactor Pressure Vessel Steel», in: Fonte­

[20] H.P. Seifert, S. Ritter, P. Spätig, «Projektantrag

vraud 8, SFEN, O­T01­028 (CD­ROM),

SAFE­II zu Handen des ENSI», PSI­AN­

Avignon, France, September 14–18, 2014.

46­14­08, August 31, 2014.

[11] H.P. Seifert, S. Ritter, and P. Spätig, «Environ­ mental­Assisted Fatigue in Austenitic Stain­ less Steels under Light Water Reactor Condi­ tions», in: Fontevraud 8, SFEN, O­T03­029 (CD­ROM), Avignon, France, September 142

14–18, 2014. [12] H.­P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, and S. Roychowdhury, «Stress Corrosion Crack­ ing Behavior in the Transition Region of Alloy 182/Low­Alloy Reactor Pressure Vessel Steel Dissimilar Metal Weld Joints in Light Water Reactor Environments», Corrosion, accepted for publication. [13] S. Ritter and H.P. Seifert, «Effect of Chloride on EAC Initiation of Low­Alloy Steel in Simu­ lated BWR Environment», in: Annual Meet­ ing of the Int. Cooperative Group on Environ­ mentally Assisted Cracking of Water Reactor Materials, Paper No. L03 (CD­ROM), Prague, Czech Republic, April 6–11, 2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

NORA-II Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

Author und Co­author(s)

S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, P. Reichel, M. Streit

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut,

Telephone, E­mail, Internet address

+41 (0)56 310 2983, [email protected]

5232 Villigen PSI, Switzerland www.psi.ch and http://www.psi.ch/lnm/ Duration of the Project

September 1, 2013 to August 31, 2016

ABSTRACT

berg (KKM) was started. The NORA project

Stress corrosion cracking (SCC) is one of the

(«phase one») provided extremely valuable

major degradation mechanisms for boiling

information about the deposition and (re­) dis­

water reactors (BWRs). Noble metal chemical

tribution behaviour of Pt in the reactor. How­

addition (NMCA) is a technology developed by

ever, it also revealed that many questions on

General Electric to reduce the SCC susceptibil­

this topic are still open and in some cases it

ity in reactor internals and recirculation pipes

raised new ones. The current project (NORA­II),

of BWRs, while preventing the negative side

which is a logical continuation of the NORA

effects of classical hydrogen water chemistry.

project, should fill some of those knowledge

Platinum (Pt), acting as electrocatalyst for the

gaps and deliver important insights with

recombination of O2 and H2O2 with H2 to H2O

respect to efficiency improvement and valida­

and thus reducing the electro­chemical corro­

tion of this technology, and will be beneficial

sion potential more efficiently, is injected into

for the regulatory work of the ENSI.

the feed water during power operation (online

This report presents preliminary results gath­

NMCA, OLNC). The Pt is claimed to deposit as

ered during the first project year. Lab investiga­

very fine metallic particles on all water­wetted

tions revealed that the type of material (low­

surfaces including the most critical regions

alloy steel, Ni­base alloy or stainless steel) can

inside existing cracks and to stay electrocata­

have an impact on the Pt deposition behaviour.

lytic over long periods of time.

If the roughness of the steel surface was

The understanding of the parameters that con­

increased from Ra ≈ 0.4 to 2.2 μm, no major

trol the formation and deposition of the Pt par­

difference in the Pt particle distribution was

ticles in a BWR is still incomplete. To fill this

observed. Furthermore, the Pt particles only

knowledge gap, a joint project (NORA)

penetrate into rather wide crevices, whereas in

between the PSI, the Swiss Federal Nuclear

tight SCC cracks, exposed to Pt­containing

Safety Inspectorate (ENSI) and the Swiss nuclear

high­temperature water, no Pt could be

power plants of Leibstadt (KKL) and Mühle­

detected.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

143

1. Introduction

2. Structure and goals of the NORA-II project

Noble metal chemical addition (NMCA, also known as NobleChemTM) is a technology developed by

The general topic of the project is the investigation

General Electric (GE, nowadays GE­Hitachi) to mit­

of the Pt deposition behaviour in BWR environ­

igate stress corrosion cracking (SCC) in reactor

ment. A detailed review of the topic has been pub­

internals and recirculation pipes of boiling water

lished and can be found in [4]. In NORA­II a focus

reactors (BWRs) [1]. It has the advantage of avoid­

on the optimisation of the current plant OLNC

ing the negative side effects of classical hydrogen

application procedure is planned, while maintain­

N

ing the scientific character of the project (see [5]

water chemistry (HWC), i.e., the speciation of

16

into the steam with often a significant increase in

for details).

the steam line dose rates. Despite the fact that the

In the course of the NORA project, facilities for

technology is already in use in several BWRs, there

performing sophisticated OLNC experiments, the

are still many open questions on the efficiency of

whole analytics for the Pt deposition analysis and a

the technology and its potential for improvement.

non­destructive sampling technique have already

Therefore, a joint project between PSI, ENSI and

been developed and qualified. The NORA­II project

the nuclear power plants Leibstadt (KKL) and Müh­

can profit from the existing infrastructure. A lot of

leberg (KKM) in Switzerland was initialised (NORA,

experience and important new insights on the

[2]) to obtain phenomenological insights and a bet­

NobleChemTM technology have been gained ([3]).

ter basic understanding of the Pt distribution and

Nevertheless a number of questions are still to be

deposition behaviour in BWRs. Beside the work in

answered and even new «hot questions» arose

the laboratory at PSI, experiments were also per­

which are of utmost importance for the utilities, as

formed at the KKL plant to collect data from full­

well as for the regulatory activities of the ENSI. The

scale On­Line NMCA (OLNC) applications. Although

NORA­II project should fill some of these knowl­

numerous new and interesting phenomenological

edge gaps by performing a systematic testing pro­

insights could be gained (see [3]), a number of

gramme in the sophisticated high­temperature

important questions are yet to be answered. There­

water loop facility at PSI and by exposing speci­

fore a follow­up project (NORA­II) was started to

mens at KKL (see Table 1). Detailed analysis of the

deliver valuable contributions for the regulatory

specimens at PSI should deliver a clearer picture of

work of ENSI with a possible direct impact on the

the Pt deposition behaviour. The project is per­

effectiveness of the SCC mitigation by OLNC. A

formed as a joint programme of ENSI, PSI and the

continuation of the work on this topic also main­

Swiss utilities KKL and KKM.

tains the high level of expertise in Switzerland and

The focus of the first project year was to start a

educates young scientists in the important field of

systematic test programme investigating the effect

nuclear power plant ageing and safety in the con­

of specimen surface roughness and material com­

text of long­term operation. The current report

position on the Pt deposition behaviour. Tests

describes the most important results gathered in

investigating the redistribution and durability of

the first phase of the project.

the Pt particles and tests with creviced and cracked

144

Table 1: Subjects and share of the tasks of NORA­II.

Tasks

Subject

Task 1

Experimental evaluation of the Pt deposition behaviour under simulated BWR conditions (in the lab)

Approx. 35%

Evaluation of the Pt deposition behaviour at KKL

Approx. 10%

Microscopic and chemical analysis of the Pt deposition behaviour on the specimens from PSI and KKL

Approx. 45%

Mechanistic considerations

Approx. 10%

Task 2 Task 3 Task 4

Share

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Components

Fe

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

Cu

Nb

Ti

AISI 304L

69.5

0.024

0.35

1.49

0.026

0.005

10.0

17.9

0.247

0.305

0.001

0.001

Alloy 182

5.2

0.034

0.561

6.21

0.002

0.005

69.4

16.0

0.178

0.007

2.325

0.072

SA 533 B Cl.1

96.5

0.250

0.240

1.42

0.006

0.018

0.6

0.1

0.540

0.150

–

–

[wt.%]

coupons have also been performed. New experi­

base alloy) and a low­alloy reactor pressure vessel

mental set­ups to study the effect of flow in the lab

steel (SA 533 B Cl.1) were used additionally (see

and a new mitigation monitoring system at KKL

Table 2). Coupons (13 x 10 x 4 mm) with a defined

were implemented. Five sets of coupon specimens

surface roughness (Ra ≈ 0.4 μm) were used for the

were prepared for exposure at KKL, but due to

«standard» experiments and for the exposure at

problems with the mitigation monitoring system at

KKL. Coupons with a rougher surface of Ra ≈ 2.2

KKL results are expected earliest for the end of

μm were also investigated. The specimens were

2015. Many of the lab tests are still under evalua­

used in the «as received» state (see [3, 6] for more

tion, therefore only a selection of preliminary

details).

Table 2: Chemical composition of the investigated materials (in wt.­%).

results are presented in the following section.

3. Results from the first experiments 3.1. Material and experimental procedures

3.1.2. Experimental procedure of the loop tests For the investigation of the Pt deposition behaviour in the lab, coupon specimens were exposed to simulated BWR water in a sophisticated high­tem­ perature water loop with autoclave. In Figure 1 a schematic of the loop system can be seen. During the experiments all environmental parameters at

3.1.1. Material and specimens

inlet and outlet (dissolved oxygen (DO), dissolved

For the investigations a type 304L stainless steel

hydrogen (DH),

(UNS S30403) from a pipe from a nuclear

recorded continuously. Coupon specimens were

power plant was chosen. For studying the effect of

exposed to the high­temperature water in the

material composition an Alloy 182 weld metal (Ni­

autoclave (volume ≈ 0.9 L, flow rate = 10 kg h­1),

k,

T, p, flow rate, etc.) were

Figure 1: Schematic of the high­ temperature water loop facility.

145

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 2: Comparison of Pt par­ ticle size distributions on rough and standard specimens from tests with Pt injection rates of 4 (a) and 7 µg/h (b).

and in specimen holders (SHs) with controlled flow

could still be detected reliably (down to 1 ng/cm2

conditions (SH1: flow velocity ≈ 0.1 m/s, SH2: flow

in most cases).

velocity ≈ 0.5 m/s), placed in series after the auto­ clave. The electrochemical corrosion potential (ECP) of one autoclave specimen, the redox poten­

3.2. Results

tial (Pt sheet) and the autoclave potential were ence electrode. BWR conditions were simulated

3.2.1. Effect of surface roughness on the Pt deposition behaviour

with high­purity water at a temperature of 280 °C

To investigate the effect of surface roughness on

measured vs. a Cu/Cu2O ZrO2­membrane refer­

(270 °C in the specimen holders) and a pressure of

the Pt deposition behaviour, coupons with a

90 bar. For HWC conditions, a mixture of H2 and O2

rougher surface were exposed during several tests

was adjusted. The Pt compound (Na2Pt(OH)6) was

to the Pt containing high­temperature water,

injected through ion­chromatography tubing into

beside the standard ones (Ra ≈ 2.2 vs. 0.4 μm).

the inlet water stream by a high­pressure dosing

Figure 2 shows a comparison of the Pt particle size

pump after one week of pre­oxidation. Three days

distribution of rough and standard specimens

after the Pt injection ended, the experiments were

from two experiments. In case of test no. 18 the

shut­down.

average Pt particle size of the rough and standard specimens was 11.1 and 11.6 nm, respectively,

146

3.1.3. Analytical techniques

which is in the expected range for a test with a Pt

After exposure in the loop the coupon specimens

injection rate of 4 µg/h [3]. Also in test no. 24 the

were examined by scanning electron (SEM) and/or

particle sizes were similar for the rough and stan­

transmission electron microscopy (TEM) to deter­

dard coupons (13.7 and 14.6 nm). Not all Pt sur­

mine the surface coverage by Pt particles, the size

face loading values are available yet, but some

of individual Pt particles and their size distribution.

preliminary results revealed no clear difference.

X­ray energy dispersive spectrometers (EDX) were

Therefore, it can be concluded that a variation in

used for qualitative chemical analyses.

the surface roughness (at least in the investigated

The Pt concentration on the surface of all speci­

range) does not have a major influence on the Pt

mens was measured by Laser Ablation­Inductively

deposition behaviour.

Coupled Plasma­Mass Spectrometry (LA­ICP­MS). Front and back side of the specimens were ablated using a UV laser ablation system, coupled to a sec­ torfield ICP­MS instrument. Pt standards used for the calculation of the Pt concentration on the sur­ face of the specimens were homogenous thin films of Pt with a layer thickness of 0.014 to 14 nm on stainless steel substrate. The layer thickness corre­ sponds to 0.03 to 30 µg/cm2. The detection limit depended on the background noise level and slightly varied from measurement to measurement. But usually quite low Pt surface loading values

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

a)

Figure 3:

a)

Back scattered electron micrographs of stain­ less steel (a), LAS (b) and Alloy 182 (c) speci­ mens with Pt deposi­ ted. The white objects are Pt particles resting on the oxide film.

Figure 4:

b)

b)

c)

c)

Pt particle size distributions for stainless steel (a), LAS (b) and Alloy 182 (c) specimens from two comparable tests.

3.2.2. Effect of material on the Pt deposition behaviour

have been performed with Alloy 182 and LAS

Stainless steel covers the major part of the mate­

As expected, the oxide layer on those three mate­

rial used for the reactor internals and recirculation

rials is rather different (see Figure 3) with a thicker

loops. Therefore the investigations in the frame­

oxide layer featuring more of the bigger oxide

work of the NORA project focussed mainly on

crystals on the LAS and thinner oxide film with

stainless steel. But because also Ni­base alloys and

much smaller oxide crystals on the Alloy 182,

coupons, of which one has been evaluated so far.

low­alloy steel (LAS) is used in reactor systems one

compared to stainless steel. The surface of the

task of the NORA­II project is to evaluate if there

Alloy 182 seems to have the most homogeneous

is a major difference in the Pt particle deposition

Pt particle distribution. In case of the LAS the

behaviour compared to stainless steel. Two tests

average Pt particle size (12.5 nm) is in the expected

Average Pt particle size [nm]

AISI 304L

SA 533 B Cl.1

Alloy 182

12.2 ±4 *

12.5 ±2

6.5 ±5

Pt surface loading autoclave [μg/cm ]

0.16 ±0.03

0.12 ±0.02

0.44 ±0.10

Pt surface loading SH 1 [μg/cm2]

0.07 ±0.03

0.02 ±0.01

0.09 ±0.02

Pt surface loading SH 2 [μg/cm2]

0.18 ±0.05

0.06 ±0.02

0.21 ±0.04

2

*) Result from a different, but comparable test.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

147

Table 3: Average Pt particle sizes and Pt surface loadings (measured by LA­ICP­MS) on specimens from three different materials (stainless steel, LAS and Ni­base alloy).

Figure 5: Cracked and creviced coupons inserted in specimen holder 2, showing the orientat­ ion towards the high­ temperature water flow (flow velocity = 0.5 m/s) and width of the crevices.

range for the Pt injection rate used (4 µg/h, [3])

in the crevice with 0.2 mm width and perpendicu­

and is similar to the one on the stainless steel (see

lar to the flow direction no Pt particles could be

Figure 4 and Table 3). The Alloy 182 revealed an

identified. In the crevice oriented in parallel with

average particle size of only 6.5 nm. Comparing

the flow, a relevant number of particles were

the Pt surface loadings the Alloy 182 coupon

observed down to a depth of about 1 mm (one

showed the highest values (on all specimen loca­

third of the total depth of the crevice). The pene­

tions: autoclave, specimen holders 1 and 2, see

tration depth of the Pt particles in both of the 0.8

Table 3). The lowest Pt concentrations were mea­

mm wide crevices was about 2 mm. Only in case of

sured on the LAS specimens. This is in­line with the

the widest crevices Pt particles deposited down to

SEM observations (see Figure 3). The reason for the

the bottom of both crevices. The average Pt parti­

differences in the Pt deposition behaviour is not

cle sizes deposited outside and inside the crevices

clear (yet) and the results of the second test are

were all in the range from 8 to 14 nm, which is the

needed to verify those trends.

expected size for the test conditions with a Pt injec­ tion rate of 2 µg/h [3].

148

3.2.3. Pt deposition experiments with creviced and cracked specimens

A basic literature study revealed a plausible expla­

It is still unknown how far Pt particles can deposit

with different widths. The turbulent flow is able to

inside existing cracks or crevices and mitigate fur­

enter the widest crevice thus transporting and

ther crack growth. Therefore specimens with inter­

depositing Pt particles in it. With decreasing width

granular (IG) SCC cracks and creviced specimens

the flow may only enter the upper part of the crev­

(with different widths of the crevices and orienta­

ices and below a certain width no flow enters the

tion to the water flow direction, see Figure 5) were

crevice at all. In this last case, it looks like the crev­

exposed to the Pt containing high­temperature

ice is hidden under the boundary layer which is

water and the penetration depth of the Pt particles

most likely hardly affected by the presence of the

was assessed. After the tests the cracks and crev­

crevice. The schematic below illustrates these three

ices were bent open to investigate the crack and

cases (Figure 6). To confirm this qualitative picture

crevice walls by SEM.

of the situation an investigation by computational

The width of the crack mouths of the SCC cracks

fluid dynamics in collaboration with the Lab for

were varying between 5 and 55 µm. Despite a very

Thermal­Hydraulics (at PSI) is planned for 2015.

detailed analysis of the crack walls by SEM no Pt

Also here further tests with cracked and creviced

particles were found. Only some very few particles

specimens have already been performed but still

deposited on the first few µm into the crack. Also

have to be evaluated to verify those results.

nation for the deposition behaviour in the crevices

Figure 6: Schematic of the Pt deposition over crevices.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

3.2.4. Outlook: effect of flow and redistribution behaviour

ing as Scientific Secretary here), European Co­

Results from the NORA project showed that the

Nuclear Materials (ECG­COMON, http://www.ecg­

flow velocity or conditions of the Pt particle con­

comon.org/, S. Ritter is acting as Chairman here),

taining high­temperature water across the stain­

Working Party 4 (Nuclear Corrosion) of the Euro­

less steel surface have a clear influence on the Pt

pean Federation of Corrosion (EFC, http://www.

operative Group on Corrosion Monitoring of

surface loading. To get a more conclusive picture,

efcweb.org/), etc.]. Our research activities are pre­

further tests with better defined flow conditions

sented and/or discussed within these groups. PSI

are planned in the framework of the NORA­II proj­

also participates as a member in the NUGENIA

ect. A first test with a rotating disk has been per­

association (http://www.nugenia.org/) and the

formed where slow laminar and fast turbulent flow

Component Safety Group is in close contact with

conditions could be investigated on a single speci­

GE Global Research Centre concerning the research

men. The evaluation of this test and further exper­

on NobleChemTM. Additionally, cooperation with

iments are still ongoing.

the BWR Vessel and Internals Project of the Electric

Results from the NORA project also indicated a loss

Power Research Institute (EPRI, USA) is ongoing.

of Pt particles, and therefore of protection against

PSI is analysing the Pt particle distribution on KKL

SCC, when specimens were exposed to reactor

OLNC plant specimens by TEM for EPRI. The results

water for longer periods without further OLNC

of the NORA project(s) are also well recognised by

applications. Pt treated coupons have been

the US NRC, who currently reviews US OLNC plant

exposed to simulated reactor water for 29 days

guidelines. The project leader is also strongly

without Pt injection. The Pt surface loading after

involved in the organisation of a Summer School

this test will be measured and compared to the

on Nuclear Corrosion (NuCoSS­15, http://ww.zag.

values before re­exposure to assess the Pt «ero­

si/nucoss) in Slovenia in 2015, where SCC mitiga­

sion» rate.

tion is one of the topics.

4. National collaborations

6. Assessment of 2014 and perspectives for 2015

The collaboration and technology transfer on the national level takes place within the Swiss nuclear

6.1. Assessment of 2014

community. The NORA­II project consists of a con­ sortium formed by the Swiss Federal Nuclear Safety

The major part of the project goals and milestones

Inspectorate ENSI, the nuclear power plants KKM

of the first project year have been achieved. The

and KKL and two laboratories (Lab for Nuclear

systematic series of Pt deposition experiments in the

Materials and Hot Lab Division) at PSI. The ENSI and

high­temperature water loop (eight tests) and analy­

all Swiss utilities are periodically informed on the

sis of specimens from the PSI tests (by SEM and TEM)

actual project status during the annual ENSI­PSI proj­

have been started. There is a slight delay of the Pt

ect presentations. Additionally, semi­annual project

surface loading analysis by LA­ICP­MS due to an

steering committee meetings were/are held where

extended break­down period of the instrument, but

ENSI, KKM, KKL and PSI are represented. Close col­

it is believed that this backlog of measurements will

laboration exists also with the SAFE project and

be processed during the second project year. The

some collaborative work is performed together with

new mitigation monitoring system could be installed

the Lab for Thermal­Hydraulics at PSI.

and specimens exposed at KKL (with a one year delay). Two project steering committee meetings

5. International collaborations

were held (at PSI and ENSI) and at four conferences (Annual Meeting of the Int. Cooperative Group on Environmentally­Assisted Cracking of Water Reactor

The involved groups and scientists at PSI are very

Materials, Nuclear Plant Chemistry (NPC) Confer­

well integrated in international research projects,

ence 2014, Fontevraud 8, and 18th Int. Microscopy

networks and communities [e.g., International Co­

Congress) and two workshops (European BWR

operative Group on Environmentally­Assisted

Forum and CCMX – Networking Aperitiv & Poster

Cracking of Water Reactor Structural Materials

Session) results have been presented. Finally, two

(ICG­EAC, http://www.icg­eac.info/, S. Ritter is act­

journal papers have been published.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

149

6.2. Perspectives for 2015

Stainless Steel in Simulated Boiling Water Reactor Environment», in: CCMX – Networking Aperitif &

The systematic test programme in the high­temper­

Poster Session, Zürich, Switzerland, November 3,

ature water loop and the detailed analysis of the

2014.

specimens will be continued. The focus in 2015 will

S.Ritter, H.P. Seifert, P.V. Grundler, and L. Veleva,

be placed on the effect of flow and on the simulation

«Examples of PSI Research on Environmentally­

of fuel rod cladding. The first specimens exposed in

Assisted Cracking of BWR Structural Materials»,

the new mitigation monitoring system at KKL will be

in: European BWR Forum 2014, Erlangen, Ger­

transported back to PSI. The first results from NORA­

many, February 27, 2014.

II will be published in journal and conference papers. Due to technical problems with the mitigation moni­

8. References

toring system at KKL the analysis of those coupons will be delayed by one year. Beside the delay of the

[1] P.L. Andresen, Y.­J. Kim, T.P. Diaz, and S. Hettiar­

plant specimens, it is currently believed that the

achchi, «Online NobleChem Mitigation of SCC»,

NORA­II project can proceed as planned and

in: 12th Int. Conference on Environmental Deg­

described in the NORA­II project proposal [5].

radation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, NACE/TMS/ANS, Snowbird,

7. Publications (in 2014)

UT, USA, August 14–18, 2005. [2] S. Ritter, V. Karastoyanov, S. Abolhassani­Dadras, I. Guenther­Leopold, and N. Kivel, «Investigation

P.V. Grundler, L. Veleva, and S. Ritter, «Pt: Key to

of Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling

Improved SCC Mitigation», Nuclear Engineering

Water Reactors – the NORA Project», Power­

International, 2014, December issue, pp. 33–35.

Plant Chemistry, 2010, 12(11), pp. 628–635.

P.V. Grundler and S. Ritter, «Noble Metal Chemical

[3] P.V. Grundler, L. Veleva, A. Ramar, and S. Ritter,

Addition for Mitigation of Stress Corrosion Crack­

«A Comprehensive Investigation of the Platinum

ing: Theoretical Insights and Applications», Pow­

Application to BWRs to Mitigate Stress Corro­

erPlant Chemistry, 2014, 16(2), pp. 76–93.

sion Cracking», in: Nuclear Plant Chemistry

S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, and A. Ramar, «Pt

(NPC) Conference, Atomic Energy Society of

Deposition Behaviour on Stainless Steel under

[4] P.V. Grundler and S. Ritter, «Noble Metal Chem­

NORA Project», in: Annual Meeting of the Int.

ical Addition for Mitigation of Stress Corrosion

Cooperative Group on Environmentally Assisted

Cracking: Theoretical Insights and Applica­

Cracking of Water Reactor Materials, Paper No.

tions», PowerPlant Chemistry, 2014, 16(2), pp.

Gp5 (CD­ROM), Prague, Czech Republic, April

76–93. [5] S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, H.P. Seifert, I.

6–11, 2014. L. Veleva, P.V. Grundler, A. Ramar, and S. Ritter,

Günther­Leopold, and S. Abolhassani­Dadras,

«Microstructure of Pt Nanoparticles Deposited on

«Project Proposal: NORA­II (Noble Metal Deposi­

Stainless Steel in Simulated Boiling Water Reactor

tion in Boiling Water Reactors)», Report No.

Environment», in: 18 Int. Microscopy Congress,

AN­46­13­06, Paul Scherrer Institut, Villigen,

Prague, Czech Republic, September 7–12, 2014.

Switzerland, August 2013.

th

150

Japan, Sapporo, Japan, October 26–31, 2014.

Simulated BWR Conditions: Lab Results of the

S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, and A. Ramar,

[6] A. Ramar, P.V. Grundler, V. Karastoyanov,

«SCC Mitigation in BWRs by Platinum Addition:

I. Günther­Leopold, S. Abolhassani­Dadras,

Effect of Environment and Injection Rate», in: Fon­

N. Kivel, and S. Ritter, «Effect of Pt Injection Rate

tevraud 8, SFEN, O­T03­190 (CD­ROM),

on Corrosion Potential and Pt Distribution on

Avignon, France, September 14–18, 2014.

Stainless Steel under Simulated Boiling Water

P.V. Grundler, L. Veleva, A. Ramar, and S. Ritter, «A

Reactor Conditions», Corrosion Engineering,

Comprehensive Investigation of the Platinum

Science and Technology, 2012, 47(7), pp. 489–

Application to BWRs to Mitigate Stress Corrosion

497.

Cracking», in: Nuclear Plant Chemistry (NPC) Con­ ference, Atomic Energy Society of Japan, Sapporo, Japan, October 26–31, 2014. L. Veleva, P.V. Grundler, A. Ramar, and S. Ritter, «Microstructure of Pt Nanoparticles Deposited on

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

PISA-II Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Author und Co­author(s)

M. Niffenegger, G. Qian, V. Gonzalez, B. Niceno, M. Sharabi, N. Lafferty, M. Andreani

Institution

Paul Scherrer Institut, Laboratory for Nuclear Materials

Address

5232 Villigen

Telephone, E­mail, Internet address

+41 56 310 26 86 [email protected], www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ssi/lnm_projects_cs.html

Duration of the Project

July 2012 to July 2015

ABSTRACT

means of unsteady RANS (URANS) CFD­simu­

The PSI­ENSI research project PISA­II is dedi­

lations. The cold plumes at the inner wall of

cated to the development and application of

the RPV showed a strong dynamical behaviour.

deterministic and probabilistic methods for the

Maximum stresses and stress intensities due

integrity assessment of reactor pressure vessels

to a MLOCA were evaluated by means of a

(RPVs) subjected to a pressurized thermal shock

three dimensional FE model for different

(PTS) [1]. In this interdisciplinary project a refer­

cracks postulated at critical positions of a ref­

ence RPV is studied by loading with transients

erence RPV.

based on certain scenarios with the system

It was shown that stress intensities inside the

code RELAP5, followed by computational fluid

cold plume are about 33% higher than out­

dynamic (CFD) simulations. The results from

side the plume.

the latter were used for the exact evaluation of

The PFM code FAVOR was successfully

time and location dependent stresses by three

applied to study the conditional probabilities

dimensional finite element (FE) calculations.

of crack initiation and failure of a reference

Cracks are assumed at the critical locations and

RPV with postulated cracks, subjected to

deterministic and probabilistic fracture

three different PTS loads.

mechanics (PFM) calculations are performed in

The influence of uncertainties in the loading

order to evaluate probabilities for crack initia­

conditions on crack initiation and failure

tion and failure of the RPV.

probabilities was studied.

The main results achieved within the report

A local approach (σ*­ A*) was employed for

period 2014 are:

advanced fracture mechanics calculations in

The transient mass flow and pressure drop in

the ductile­to­brittle transition (DBT) zone

case of three loss­of­coolant accidents, small

and the Beremin parameters were calibrated.

(SLOCA), medium (MLOCA) and large

Valuable knowledge and expertise in the

(LLOCA) were calculated by means of the

involved disciplines CFD, FEM, PFM and ther­

system code RELAP5.

mohydraulics were acquired within the project.

The transient three dimensional temperature fields at the inlet and inner wall of the RPV during 540 seconds of a MLOCA and during 950 seconds of a SLOCA were analysed by

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

151

1. Introduction

2. Project goals for 2014

The RPV, as one of the most important safety bar­

The PISA­II project consists of four Sub­Projects (SP)

riers of light water reactors, is exposed to neutron

having specific goals.

irradiation at elevated temperatures, which results in material dependent embrittlement of the RPV steel. The resulting decrease of the fracture tough­ ness raises the probability of brittle failure in case of e.g. a PTS. Sufficient margins against brittle fail­

2.1. SP 1: Refined probabilistic PTS-analysis for a reference RPV (30%)

ure have thus to be assured during the whole anticipated lifetime of a RPV by applying state­of­

Safety assessment of the reference RPV for

the­art procedures. While in the U.S. probabilistic

LLOCA, MLOCA and SLOCA transients.

safety assessments are state of the art, in Europe

Investigation of the effect of loading uncertainty

such assessments are still predominantly based on

on the RPV integrity.

deterministic methods. However, probabilistic pre­

Probabilistic analysis of the cold plume effect on

dictions would be very helpful in the interpretation

the RPV integrity.

of safety margins. Within the research project PISA­II we explore the application of probabilistic methods for the integ­ rity assessment of RPVs subjected to a PTS [1–5]

2.2. SP 2: Study of transients with RELAP5 and FLUENT (20%)

and compare them with deterministic ones. In this interdisciplinary project load transients based on

Evaluation and calculation of critical PTS­

certain scenarios are studied with the system code

transients.

RELAP5, followed by CFD simulations. The results

CFD calculation of the transient temperature

from the latter are then used for the exact evalua­

field in the RPV subjected to PTS loads due to

tion of time and location dependent stresses by

LLOCA, MLOCA and SLOCA.

three dimensional FE calculations. Cracks of differ­ ent sizes, shapes and orientations are postulated at the most critical locations of the reference RPV and PFM calculations are performed in order to

2.3. SP 3: 3D deterministic fracture mechanics calculations (30%)

evaluate probabilities for crack initiation and fail­

152

ure of the RPV. For the evaluation of failure prob­

Three dimensional modeling of a reference RPV

abilities using the Monte Carlo (MC) method

and evaluation of stress intensities and critical

implemented in the FAVOR code, the governing

locations by the Extended Finite Element Method

parameters (e.g. crack geometry, material proper­

(XFEM) within the FE code ABAQUS.

ties, transients, etc.) are considered as random

Calculation of stress intensities at postulated

variables. Finally, the course of the calculated

cracks in the RPV and inlet nozzle due to a

stress intensity is compared with the temperature

MLOCA, based on temperature distributions cal­

dependent fracture toughness of the partially

culated by CFD codes and by means of 3D FE

embrittled RPV during critical transients. Since the

calculations.

result of such a procedure depends on the assumed

Studying the plume cooling effect on stress

parameters, probabilistic analyses, in which the

intensities.

uncertainties of the governing parameters are considered, provide useful information about the safety margins of a component.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

2.4. SP 4: Investigation of modern fracture mechanics methods (20%)

Figure 1a: Water temperature histories for L­, M­ and SLOCA transients.

Application of local approaches to fracture (LAF) in the DBT region. Considering the warm prestressing (WPS) effect on material toughness by using a local approach to fracture. Calibration of the Beremin model parameters using the Master Curve concept together with MC simulations. Figure 1b: Pressure histories for L­, M­ and SLOCA transients.

3. Work carried out and results obtained 3.1. Refined probabilistic RPV-PTS-analysis for a reference RPV The probabilistic integrity analysis of the RPV sub­ jected to three pressurized thermal shocks tran­ sients, i.e. L­, M­ and SLOCA, is performed with the FAVOR code [6]. The three transients are shown in

Figure 1c:

Fig. 1. The LLOCA corresponds to a 2A LOCA (dou­

Water heat transfer coefficient histories for L­, M­ and SLOCA transients.

ble guillotine break), the MLOCA to a 70 cm2 and the SLOCA to a 3 cm2 leak in the hot leg. Note that the M­ and SLOCA as well as the RPV considered in this paper are the same as in [2–5]. Only the beltline region of the vessel, which is com­ posed of two rings and a welding region is con­ sidered in this analysis. RTNDT is used for the analysis and ΔRTNDT (ΔT41) is calculated as the temperature shift of RTNDT. In the probabilistic analysis, the crack databases from the decommissioned plants, PVRUF and Shoreham in the U.S. [8] are used to generate crack properties distribution functions. The other random variables are ΔRTNDT, KIC and KIa. Note that

means that the crack initiation occurs in this region.

RTNDT0 of ­1 °C is a conservative assumption. In a

However, WPS effects may prevent crack initiation.

deterministic assessment, an axial surface crack

It should be pointed out that KI for the MLOCA is

with depth of 17 mm and aspect ratio (length/

higher than for the LLOCA, even though the ther­

depth) of 6 is considered. Both ASME and Master

mal gradient of LLOCA is larger. This is due to the

Curve methods are used to model the material

faster pressure drop of the LLOCA compared with

fracture toughness. The comparison of KI with KIc

that of the MLOCA.

(RTNDT=93 °C) is shown in Fig. 2. Note that KIc

The calculated conditional crack initiation and fail­

(RTNDT=93 °C) is the limiting value for the fracture

ure probabilities for the L­, M­ and SLOCA are

toughness according to the federal rules. It is

shown in Fig. 3. Note that the WPS effect is consid­

shown that with the Master Curve method, KIc is

ered in this calculation. As expected, crack initia­

always higher than KI, meaning that no crack ini­

tion and failure probabilities generally increase

tiation occurs during the three PTS transients.

with the neutron fluence. The total cumulative fail­

However, with the ASME method, KI is higher than

ure frequency

KIc during some time period for MLOCA, which

determined from the summation of the products

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

under several transients is

153

Figure 2:

of the individual transient occurrence frequency

Comparison of stress intensities for transients due to L­, M­ and SLOCA.

and the corresponding conditional vessel failure probability, written as ,

(1)

is the occurrence frequency of the ith

where

(i=1, 2, 3 in this study) transient,

is the con­

ditional failure probability of vessel due to the ith transient. The assumed occurrence frequency of the L­, M­ and SLOCA are 3.3×10­6/year, 4.5×10­4/ year and 4.6×10­3/year, respectively. The total cumulative failure frequency is compared to the acceptance criterion (1×10­6/year) to determine whether continued operation of the vessel is justi­

Figure 3:

fied, according to RG 1.154 [9]. The calculated

Conditional crack initiation and failure probability for L­, M­ and SLOCA by considering the WPS effect.

total failure frequency is 2.02×10­7/year, which ful­ fills the acceptance criterion (less than 1×10­6/year) for RPVs. Therefore, from a probabilistic point of view the reference RPV is regarded as safe con­ cerning the L­, M­ and SLOCA transients.

3.2. Effect of loading uncertainty on the failure probability The effect of loading uncertainty on the failure probability is studied by considering 10% variation

Figure 4:

of the transients. The transient with 10% lower

Influence of loading uncertainties on stress intensities.

cooling water temperature, 10% higher pressure and 10% higher heat transfer coefficient is denoted as the upper bound (more severe), whereas the opposite is regarded as the lower bound (less severe). Fig. 4 shows the comparison of KI of the upper bound, lower bound and median (corre­ sponding to the MLOCA) with KIc. It is seen that the upper bound leads to the maximum peak KI and to the lowest crack tip temperature, which makes the crack initiation likely.

154 Table 1: Probability by consid­ ering load uncertainty of the transient, calcu­ lated with FAVOR and based on RELAP results.

LLOCA

MLOCA

SLOCA

3.46x10

­2

2.27x10­4

Initiation probability

Upper bound

4.93x10

(conditional)

Medium

4.64x10­4

3.65x10­2

4.39x10­5

Lower bound

2.92x10­6

1.53x10­2

4.78x10­6

Failure probability

Upper bound

1x10

1.33x10

2.27x10­4

(conditional)

Medium

1x10­13

1.089x10­10

4.37x10­5

Lower bound

1x10­13

2.77x10­9

4.78x10­6

3.3x10­6/year

4.5x10­4/year

4.6x10­3/year

Occurrence frequency

­4

­13

­7

Total failure

Upper bound

1.05x10­6/year

frequency

Medium

2.02x10­7/year

Lower bound

2.21x10­8/year

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

The calculated probabilities for the upper and lower

MLOCA

bound of the MLOCA are listed in Table 1. It is shown that the upper bound generally leads to the

Initiation

Inside plume

1.96x10­3

highest probability. By considering the loading

probability

Outside plume

1x10­13

uncertainty the total failure frequency increases by

(conditional)

Border plume

5.8x10­7

about +/­ one order of magnitude. Note that the

Failure

Inside plume

4.3x10­5

failure frequency for the upper bound exceeds the

probability

Outside plume

1x10­13

screening criterion (>1×10­6/year) and that WPS

(conditional)

Border plume

2.01x10­9

Table 2: Probabilities for cracks inside, outside and at the border of the plume, calculated with FAVOR and based on CFD results.

effects are considered in this study. WPS and crack arrest effects play an important role on the probabil­

Figure 5a:

ities [6].

Deterministic assessment of the RPV by considering plume cooling, KIc according to ASME.

3.3. Influence of plume cooling on the failure probability The effect of plume cooling on the integrity of the RPV is studied. The temperature profile inside, out­ side and at the border of the plume is used where cracks are postulated in order to calculate stress

Figure 5b:

intensities for 540 seconds (the most severe period)

Deterministic assessment of the RPV by considering plume cooling, KIc according to Master Curve.

of the MLOCA. Note that the original FAVOR code had to be modified to allow reading of the RPV tem­ perature distribution calculated by CFD and that due to the limitation of FAVOR code, it is not possible to include the three regions together in a model in one analysis. Therefore the vessel is assumed to be uni­ formly loaded (in circumferential and axial direction) by the water temperature inside, outside or at the border of the plume. These three cases are com­ pared in order to evaluate the plume effect on the RPV integrity. The results of the deterministic analysis of three axial surface crack locations are compared in Fig. 5a. KIc was calculated according to ASME (Fig. 5a) and

3.4. Study of transients with RELAP5 and FLUENT

Master Curve (Fig. 5b) methods and compared with the crack inside the plume is much higher than that

3.4.1. CFD Analysis of a MLOCA and SLOCA for a reference RPV

outside and at the border of the plume. Due to the

Computational fluid dynamics simulations are per­

much lower temperature inside the plume region,

formed for the relevant part of the PTS analyses

the peak KI in the plume is increased by about 33%

during postulated LOCAs transients, starting with

compared to that outside the plume. Thus, neglect­

the emergency water injection in the cold legs and

ing the effect of the cold plume in the safety assess­

when the mass flow rate in loop is almost in stag­

ment could be non­conservative.

nant conditions. Conservative initial and boundary

The resulting probabilities for cracks inside, outside

conditions are defined based on the RELAP5 results

and at the border of the plume are shown in Table

and are summarized in Tables 3 and 4 for a MLOCA

2. It is shown that the probabilities inside the plume

of 70 cm2 and a SLOCA of 3 cm2 both in the hot

are more than 3 orders of magnitude higher than

leg, respectively. Three different cases are consid­

that in the border region of the plume, and more

ered for the MLOCA as described in the tables.

than 7 orders of magnitude higher than that outside

Calculations are performed using ANSYS Fluent

the plume which is in agreement with the determin­

15.0 and following the best practice guidelines for

istic analysis.

the application of CFD in nuclear safety [10]. The

KI of the assumed crack. It is seen that the peak KI of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

155

computational domain is shown in Fig. 6. Solid

60 °C. Three­dimensional temperature distribu­

walls are considered in the model using conjugate

tions in the solid walls of the RPV are extracted at

heat transfer and the SST kω model is used for

fixed time steps for the subsequent mechanical

turbulence modeling. The results showed small dif­

analyses.

ferences for temperature distributions using two meshes of different sizes and adopting fully struc­ tured mesh with hexahedral elements. A comparison of the temperature distributions

3.5. Three dimensional deterministic fracture mechanics calculations

between the three cases of the MLOCA is shown in Fig. 7 at a vertical line below the inlet nozzle and

3.5.1. Finite element modeling

extends from the nozzle ring to the bottom of the downcomer. The results demonstrate local effects

To simplify the fracture mechanics analysis of a

of the falling plume with more cooling at the inlet

cracked reference RPV with 3D FE, we performed a

nozzle showing a temperature difference of

two­step analysis. The first step is a stress analysis

200 °C. In addition, the region around a distance

for a 3D RPV model and the second step is the

of ~1 m below the inlet nozzle attains lower tem­

fracture mechanics analysis considering a sub

peratures due to flow separation at the inlet nozzle

model of the local crack affected region.

and reattachment of the plume. The case with

The RPV FE model contains its most important geo­

symmetric injection of the emergency water (CASE

metric and mechanical properties. The inner side of

II) shows higher temperature than the other two

the RPV is assumed to be subjected to a PTS caused

cases due to the mixing and interaction between

by the falling plume of emergency cooling water

the two plumes. The results show the importance

due to a MLOCA. The time dependent three

of CFD simulations for the PTS analyses to predict

dimensional temperature distribution in the RPV

realistic three­dimensional distributions of the

calculated in the CFD simulation, which defines the

thermal loads. Fig. 8 shows the temperature his­

cooling effect and the thermal loads, is interpo­

tory for the SLOCA case at selected locations. The

lated onto the FE mesh. To facilitate the interpola­

temperature difference at the inlet nozzle is only

tion of temperatures taken from the CFD mesh the

Table 3: Initial and boundary conditions for the MLOCA

CASE I

CASE II

Loop A

Loop B

Loop A

Loop B

Loop A

Loop B

Accumulator, m · [kg/s]

0

200

200

200

0

200

SIP, m · [kg/s]

80

80

80

80

80

80

Accumulator, T[K]

283

283

283

283

283

283

SIP, T[K]

303

303

303

303

303

303

0

0

0

0

0

0

Coldleg, m · [kg/s] Initial pressure [bar]

69

69

Initial temperature [K]

558

558

0

0.5

Void fraction [–]

156 Table 4: Initial and boundary conditions for the SLOCA

Figure 6: Computational domain

CASE III

Loop A

Loop B

Accumulator, m· [kg/s]

0

0

SIP, m· [kg/s]

12

12

SIP, T [K]

303

303

0

0

Cold leg, m· [kg/s] Initial pressure [bar]

98

Initial temperature [K]

470

Void fraction [­]

0

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 7: Temperature distribu­ tions below the inlet nozzle of loop B for the MLOCA cases

7a. case I

7b. case II

7c. case III

Figure 8: Temperature history at selected locations for the SLOCA case

FE­mesh is built using only quadratic hexahedron

3201.2 and corresponds to one tenth of the RPV

elements. The temperature projection is done by

wall thickness. The stress intensity factor (SIF) for

using built­in functions in ABAQUS [11] and fol­

the deepest point of each crack versus crack tip

lowed by a stress analysis.

temperature is shown in Fig. 10. The maximum SIF

In a second step, a detailed submodel is built for

is reached for the axial crack at the inlet nozzle.

two regions of the RPV, the wall region and the inlet nozzle as shown in Fig. 9. The submodels have linear hexahedron mesh which is refined where the cracks are located. The stresses and information from complete RPV model are used as boundary conditions of the submodels. To simplify the modeling of the crack geometry we have cho­ sen the XFEM which was recently implemented in the commercial FE code ABAQUS [11]. A semi­elliptical circumferential surface crack (shal­ low crack) is postulated in each submodel. The crack depth is two times the nondestructive testing limit, according to the German standard KTA

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

157

Figure 9: Submodel of the RPV (left), temperatures and von Mises stresses at t=51 seconds (right)

Figure 10:

6. Assessment of 2014 and Perspectives for 2015

Comparison between SIFs of axial and circumferential cracks postulated at the inlet nozzle and at the inner wall, in a distance of 0.35h below the top.

6.1. Assessment of 2014 The project goals for the project year 2014 are fully achieved. RELAP5 calculations for the L­, M­ and SLOCA yield the mass flow needed in the CFD cal­ culation of a reference RPV. Extensive URANS cal­ culations for the S­ and MLOCA result in the tran­ sient temperature distribution inside the walls of the RPV for 950 and 540 seconds real time, respec­

4. National Cooperation

tively. These temperatures were transferred into the 3D FEM model for the calculation of time and location dependent stress intensities at cracks pos­

158

On the national level the cooperation and technol­

tulated at various locations in the RPV.

ogy transfer takes place in the field of nuclear com­

A probabilistic PTS analysis has been performed by

munity. The regulatory authority ENSI and the

using the crack distribution data from two decom­

Swiss utilities are regularly informed about the

missioned U.S. plants. This result in more realistic

results of the project.

and somewhat higher probabilities for crack initia­ tion and RPV failure than in analyses in which fixed

5. International Cooperation

crack size of twice the NDT detection limit are assumed. Modification of FAVOR code to read the CFD results (RPV temperature distributions) is

In the frame of the PISA project we are represented

made and a probabilistic study of the RPV by con­

in the International Group of Radiation Damage

sidering the plume cooling (3D effects) is per­

Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM), the

formed. Peak KI of the surface cracks inside the

European Network of Excellence NUGENIA

plume are about 33% higher than outside the

(NUclear GENeration II & III Association) and in the

plume. The conditional probability inside the plume

European Technical Safety Organisations Network

is more than seven orders of magnitude higher

(ETSON).

than outside the plume. Loading uncertainty of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

+/– 10% increases the total failure frequency by

V. F. González­Albuixech, G Qian, M Niffenegger.

about +/– one order of magnitude. The parameters

Integrity analysis of a reactor pressure vessel with

of the local approach to fracture (Beremin model)

quasi laminar flaws subjected to pressurized ther­

were calibrated by means of FE calculations.

mal shocks. Nuclear Engineering and Design, Vol. 280 (2014) 464–472.

6.2. Perspectives for 2015

V. F. González­Albuixech, G Qian, M Niffenegger. Integrity analysis of reactor pressure vessels sub­ jected to pressurized thermal shocks by XFEM

In 2015 further transients will be calculated with

Nuclear Engineering and Design Vol. 275 (2014)

RELAP5, followed by CFD and FE simulations, in

336–343.

order to evaluate the most severe transient. Con­ solidation of the results from novel XFEM is fore­ seen. Additional cracks proposed at different loca­

8. Conferences and Seminars

tions (e.g. at the inlet nozzle) will be analyzed. The probabilistic and deterministic analysis with

ASME 2014 Pressure Vessels & Piping Conference

FAVOR and FEM will also be extended in time.

­PVP2014.20–24 July, Anaheim, California, USA, Probabilistic pressurized thermal shocks analysis

7. Publications

for a reactor pressure vessel, G. Qian and M. Niffenegger. 20th European Conference on Fracture (ECF20),

G. Qian, M. Niffenegger. Deterministic and proba­

June 30–July 4, Trondheim, Norway, Constraint

bilistic analysis of a reactor pressure vessel sub­

effects for a reactor pressure vessel subjected to

jected to pressurized thermal shocks. Nuclear Engi­

pressurized thermal shock, G. Qian, V. Gonzalez,

neering and Design, Vol. 273 (2014) 381–395.

M. Niffenegger.

G. Qian, V.F. González­Albuixech, M. Niffenegger.

2014 International Symposium on Structural Integ­

Probabilistic PTS analysis of a reactor pressure ves­

rity (invited keynote talk), August 20–24, 2014,

sel by considering realistic crack distributions.

Lanzhou, China, Methodology and warm pre­

Nuclear Engineering and Design, Vol. 270 (2014)

stressing effect for pressurized thermal shock anal­

312–324.

ysis in nuclear power plant, G. Qian and M.

G. Qian, V.F. González­Albuixech, M. Niffenegger.

Niffenegger.

In­plane and out­of­plane constraint effects under

XXXI encuentro del grupo español de fractura,

pressurized thermal shocks. International Journal

GEF­2014. 2–4 April 2014. San Lorenzo de el Es­

of Solids and Structures, Vol. 51 (2014) 1311–

coral. Spain. XFEM integrity analysis of quasi lami­

1321.

nar flaws in a reactor pressure vessel subjected to

G. Qian, M. Niffenegger, Investigation on con­

pressurized thermal shocks. VF González Albuix­

straint effect of a reactor pressure vessel subjected

ech, G Qian, M Niffenegger.

to pressurized thermal shocks. ASME Journal of Pressure Vessel Technology, Vol. 137 (2015) (011204­1)–(011204­7).

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prestressing effect for pressurized thermal shock

ture analysis of vessels­Oak Ridge FAVOR, v

analysis in nuclear power plant, Proceedings of

04.1, computer code: theory and implementa­

2014 International Symposium on Structural Integ­

tion of algorithms, methods, and correlations.

rity, 49–58.

NUREG/CR ­6854.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

159

[7] Verordnung des UVEK über die Methodik und die Randbedingungen zur Überprüfung der Kriterien für die vorläufige Ausserbetrieb­ nahme von Kernkraftwerken, (SR 732.114.5), 16.4.2008. [8] F.A. Simonen, S.R. Doctor, G.J. Schuster, P.G. Heasler, 2004. A generalized procedure for generating flaw­related inputs for the FAVOR code. NUREG/CR­6817. [9] U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987. Regulatory Guide 1.154, Format and content of plantspecific pressurized thermal shock safety analysis reports for pressurized water reactors. [10] J. Mahaffy et al. «Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactors Safety Ap­ plications», NES/CSNI/R (2007)5. [11] ABAQUS Documentation, Dassault Systèmes, Providence, RI, USA. 2014.

160

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen Autor und Koautoren

M. Borgerhoff, P. Brede, S. Ghadimi, F. Riesner, J. Rodriguez, C. Schneeberger, M. Stadler, F. Stangenberg, R. Zinn

Beauftragte Institution

Stangenberg und Partner Ingenieur­GmbH in Zusammenarbeit mit Basler&Hofmann und Principia Ingenieros Consultores

Adresse

Viktoriastr. 47, 44787 Bochum

Tel., E­Mail, Internetadresse

+49­234­961300, [email protected], www.stangenberg.de

Dauer des Projekts

Januar 2012 bis Dezember 2014

ZUSAMMENFASSUNG

Im Rahmen von IMPACT III wurden 2014 neun

Das Projekt IMPACT III («Impact of an aircraft

Versuche bei VTT in Finnland durchgeführt,

against a structure») wird vom «VTT Technical

und zwar zwei Versuche zum Studium des

Research Centre» (Finnland) organisiert und

Durchstanzverhaltens in Form von Hartge­

hat eine planmässige Laufzeit von 2012 bis

schoss­Penetration/Perforation (Punching tests,

2014 (zum Laufzeitende 2014 siehe Abschnitt

P­Series), sechs Versuche zur Erschütterungs­

«Bewertung 2014 und Ausblick 2015»); es be­

weiterleitung und Dämpfung (Induced vibra­

schäftigt sich mit dem Tragwerksverhalten von

tion and damping tests, V­Series) und ein Ver­

Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Ein­

such zum Studium des kombinierten Biege­/

wirkungen, wobei der Schwerpunkt auf der

Durchstanztragverhaltens

Durchführung

schoss­Anprall (Combined bending and pun­

von

Impact­Versuchen

mit

Variation zahlreicher Versuchsparameter liegt.

infolge

Weichge­

ching tests, X­Series).

Das Projekt wurde in den Erfahrungs­ und For­

Im vorliegenden Bericht werden die 2014

schungsberichten der beiden Vorjahre bereits

durchgeführten Versuche X4 zum kombinier­

vorgestellt, daher konzentriert sich der vorlie­

ten Biege­/Durchstanzverhalten sowie V0 und

gende Bericht auf die im Jahr 2014 durchge­

V1 zur Erschütterungsweiterleitung von nicht­

führten Versuche und ihre rechnerischen Simu­

linear beanspruchten Stahlbetonstrukturen

lationen, ohne dass Modellierungen und

sowie die zugehörigen rechnerischen Simula­

Berechnungsverfahren noch einmal vorgestellt

tionen vorgestellt.

werden. Das ENSI beteiligt sich zusammen mit den Bauexperten von Basler & Hofmann (B&H), Principia und Stangenberg und Partner (SPI) an diesem Projekt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

161

Projektziele Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da­ ten und Informationen zu physikalischen Phäno­ menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe­ tonstrukturen zu erarbeiten. Mit dem Projekt IMPACT wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berech­ nungsmethoden in Bezug auf die Einwirkung Flug­ zeugabsturz zur Verfügung steht. Die Validierung der Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Abschätzung von Versagensgrenzen und von vor­ handenen Tragreserven. Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Projekt das Know­How zur Auslegung der Kernan­ lagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer Länder. Damit wird ein wesentlicher Bei­ trag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

Abbildung 1: Eindringen des Projektil bei Test X4 aus Abaqus­Vorberechnung für 165 m/s.

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse Versuchseinrichtung und Durchführung des Tests X4 Die Versuche werden im «VTT Technical Research Centre» in Espoo (Finnland) durchgeführt. Nach­ dem der Versuch X3 zum Studium des kombi­ nierten Biege­/Durchstanztragverhaltens infolge Weichgeschoss­Anprall mit Aufprallgeschwindig­ keit 142,7 m/s bereits Beanspruchungen der

Abbildung 2: Rückansicht der Platte nach Test X4

Stahlbetonplatte bis in den Grenzbereich der Trag­ fähigkeit ergeben hatte, vgl. Erfahrungs­ und For­

162

schungsbericht 2013, war es der Wunsch der Mehr­

Materialkenndaten der Versuche X3 und X4 und

zahl der Teilnehmer am Projekt IMPACT III, die

die Aufprallgeschwindigkeit 168,5 m/s erreicht.

Grenze zum Durchstanzversagen im Folgeversuch

Der Versuch X4 mit kombiniertem Verhalten in­

X4 noch weiter auszuloten.

folge Biegung und Durchstanzen fand am

Aufgrund von blinden Vorberechnungen mit dem

26.11.2014, also kurz vor dem Workshop in Finn­

Programm Abaqus ergab sich als Grenzgeschwin­

land, statt. Es ergab sich – nicht ganz unerwartet –

digkeit zum Durchstanzen etwa 165 m/s bei einem

eine vollständige Perforation der Platte mit einer

voraussichtlichen Versagen bei 170 m/s; vgl. Dar­

Restgeschwindigkeit des Projektils von 25 m/s. Ab­

stellung des maximalen Eindringweges des Projek­

bildung 2 zeigt eine rückwärtige Ansicht der ge­

tils in die Stahlbetonplatte in Abbildung 1. Der Ver­

troffenen Stahlbetonplatte nach dem Versuch X4.

such X4 erfolgte nach einer Abstimmung zwischen den Teilnehmern am Benchmarkprojekt sodann mit sonst gleichen geplanten Randbedingungen wie beim Versuch X3 und mit der geplanten Aufprallgeschwindigkeit 165 m/s als Zielvorgabe. Tatsächlich wurden im Versuch die in Tabelle 1 im Vergleich der Versuchsparameter angegebenen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Test X3

Test X4

Druckfestigkeit fc [MPa]

46.6

41.7

Zugfestigkeit fct [MPa]

3.09

2.26

27,989

24,362

Streckgrenze ReH [MPa]

559/629

537.3/­

Zugfestigkeit Rm [MPa]

644.3/702

639.2/­

Gleichmaßdehnung Agt [%]

11.2/5.83

18.5/­

Biegebewehrung (∅ 10, s = 90 mm e.w.e.f.) [cm²/m]

8.73

8.73

Schubbewehrung

17.45

17.45

Beton

E-Modul Ec [MPa]

Tabelle 1 IMPACT III, Daten der Versuche X3 und X4

Bewehrungsstahl (Biegebewehrung / Bügel)

(geschlossene Bügel ∅ 6 mm) [cm²/m²] Projektil Masse [kg]

50

50

Wanddicke [mm]

6.35

6.35

Aufprallgeschwindigkeit [m/s]

142.7

168.5

Rechnerische Simulation des Tests X4 Die Simulation des Tests X4 mit dem Programm Abaqus [1] erfolgte durch Principia. Durch diese Berechnung wurde eine Perforation der Stahlbe­

Abbildung 3: Vorderansicht (links) und Rückansicht (rechts) aus Abaqus­ Berechnung zu Test X4.

tonplatte zutreffend vorausgesagt, vgl. Abbildung 3. Die Restgeschwindigkeit des Projektils von 25 m/s nach Durchschlagen der Stahlbetonwand stimmte fast genau mit der Abaqus­Prognose von 22 m/s überein, vgl. Abbildung 4. Die Simulation des Tests X4 mit dem Programm SOFiSTiK [2] er­ folgte durch SPI. Des Weiteren erfolgten Analysen von B&H mit dem Programm LS­DYNA, vgl. Model­ lierung in Abbildung 5. Mit den rechnerischen Si­

Abbildung 4:

mulationen mit SOFiSTiK und LS­DYNA wurde die

Geschwindigkeit des Projektils bei Test X4 aus Abaqus­Berech­ nung.

Perforation der Platte nicht korrekt vorausgesagt; dies war im Falle von SOFiSTiK auch nicht zu erwar­ ten, da in diesem Programm die Querkraftverfor­ mungen der Schalen­/Plattenelemente lediglich näherungsweise enthalten sind (vgl. Erfahrungs­ und Forschungsberichte der Vorjahre) und die Eig­

163

nung des Programms auf Fälle ohne Durchstanz­ versagen begrenzt ist. Von den weiteren Ergebnissen der rechnerischen Simulationen werden nachfolgend Verschiebungen, Auflagerkräfte, Betondehnungen und Stahldeh­ nungen dargestellt. Die Lage der Messgeber für Verschiebungen ist in Abbildung 6, ausgewählte Verschiebungen sind in Abbildung 7 angegeben. Es zeigt sich, dass die Simulation mit Abaqus die Messwerte gut wiedergeben konnte, während in der Simulation mit SOFiSTiK höhere Rechenwerte als gemessen auftraten; dies hängt damit zusam­ men, dass die Simulation mit SOFiSTiK wie oben erwähnt das Durchstanzen der Platte nicht realis­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 5: LS­DYNA Berechnungs­ modell für Test X4

Abbildung 6:

nungen zu gross ermittelt werden. Bei den Bügel­

Verschiebungsmessge­ ber bei Test X4 (* Plattenvorderseite)

dehnungen S2, vgl. Abbildung 13, scheint der Messgeber bei ca. 3,5 ms ausgefallen zu sein. Die Messwerte der Bügeldehnung S2 bis zu diesem Zeitpunkt erreichen mit ca. 4% eine ähnliche Grös­ senordnung wie der Rechenwert mit ca. 5%.

Versuchseinrichtung und Durchführung des Tests V0 Der Erschütterungs­Weiterleitungs­Test V0 ist von VTT allein konzipiert worden und diente als Vorver­ such zur Bestimmung des zu erwartenden Erschüt­ terungsniveaus an der hinteren Wand des Ver­ suchskörpers (Rückwand) und zum Austesten der Messtechnik der Beschleunigungen, die in den bis­

Abbildung 7:

herigen Versuchen nicht aufgezeichnet worden

Test X4, berechnete und gemessene Verschiebungen

waren. Die Struktur des Versuchskörpers V0 be­ steht aus einer Vorderwand (Anprallwand), einer verbindenden Bodenplatte und einer frei auskra­ genden Rückwand. Die Vorderwand ist in dem Rahmen abgestützt, der auch für die Versuche der anderen Testserien verwendet wurde. Abbildung 14 zeigt eine schematische Skizze des Versuchs­ aufbaus zum Test V0. Der Versuchskörper V0 wurde dreimal hintereinander mit den Geschwin­ digkeiten 111,2 m/s, 113,6 m/s und 116,8 m/s be­

Abbildung 8:

schossen (Versuche V0A, V0B und V0C).

Test X4, berechnete und gemessene Auflagerkräfte

Rechnerische Simulation des Tests V0 Die rechnerische Simulation der drei Versuche im Rahmen des Tests V0 erfolgte mit dem Programm SOFiSTiK, vgl. Darstellung des FE­Modells in Abbil­ dung 15. Gemessen wurden Verschiebungen und Beschleunigungen der vom Projektil getroffenen Vorderwand, der Mitte der Bodenplatte sowie der Rückwand, vgl. Lage der Messgeber in Abbildung 16, sowie die Auflagerkräfte. Die Abbildungen 17 bis 20 zeigen ausgewählte gemessene und berech­

164

tisch wiedergeben kann, weil die Zeitdauer der

nete Verschiebungen sowie Auflagerkräfte, jeweils

Kraftübertragung vom Durchstanzbereich auf die

für einen der drei aufeinander folgenden Beschuss­

umgebende Platte überschätzt wird.

versuche. Abbildung 21 zeigt die für alle drei Ver­

Abbildung 8 zeigt die Summe der Auflagerkräfte;

suche ermittelten Beschleunigungs­Antwortspek­

hier ergab die SOFiSTiK­Berechnung, die im

tren an OK Rückwand als Mass für die induzierten

Gegensatz zu Abaqus auch den Stahlrahmen im

Erschütterungen. Die Übereinstimmung der rech­

Modell enthält, die bessere Übereinstimmung mit

nerischen Simulationen mit den Messwerten ist

den Messwerten.

insgesamt befriedigend.

Die Lage der Dehnungsmessgeber sowie ausge­ sind in den Abbildungen 9 bis 13 dargestellt. Wie

Versuchseinrichtung und Durchführung des Tests V1

bei den Verschiebungen ergaben die Simulationen

Der Erschütterungs­Weiterleitungs­Test V1 ist der

mit Abaqus auch bei den Dehnungen bessere

eigentliche erste planmässige Test der V­Series.

Übereinstimmungen mit den Messwerten als die

Wie bei Test V0 wurden kurz hintereinander die

Simulationen mit SOFiSTiK, in denen die Deh­

drei Tests V1A, V1B und V1C am selben Versuchs­

wählte Betondehnungen und Stahldehnungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 10: Test X4, berechnete und gemessene Betondehnungen

Abbildung 12: Test X4, berechnete und gemessene Stahldehnungen

Abbildung 9: Test X4, Messgeber für Betondehnungen (Plattenvorderseite)

Abbildung 13: Test X4, berechnete und gemessene Stahldehnungen

Abbildung 11: Test X4, Messgeber für Stahldehnungen. B = Biegebewehrung (Plattenrückseite), S = Bügel

körper durchgeführt; die Geschwindigkeiten wa­

stahl S500 verwendet worden; die Grundbeweh­

ren mit 113,7 m/s, 114,9 m/s und 114,7 m/s na­

rung betrug ∅ 6 mm c/c 50 mm mit Zulagen in den

hezu gleich. Die im Foto in Abbildung 22 und

Eckbereichen, Bügel waren lediglich im Bereich der

schematisch in Abbildung 23 dargestellte Struktur

Lasteinleitung erforderlich.

besteht aus einer Vorderwand (Anprallwand), ei­ ner verbindenden Bodenplatte und einer Rück­

Rechnerische Simulation des Tests V1

wand; seitlich sind Dreieckswände zur Stabilisie­

Die dynamischen Analysen erfolgten mit dem Pro­

rung angeordnet. Die Struktur ist horizontal an

gramm SOFiSTiK, wobei die Betonstruktur auf

beiden Enden der Bodenplatte zur Verhinderung

Schalenelemente und die Lagerungen auf Feder­

eines Gleitens und vertikal an der Oberseite der

elemente abgebildet wurden, vgl. Abbildung 25,

Vorderwand zur Verhinderung eines Abhebens ab­

die das FE Modell und die Lage der Verschiebungs­

gestützt, vgl. Abbildung 24. Die vertikale Lagerung

und Beschleunigungsgeber zeigt.

erfolgt auf Elastomerstreifen unter Vorder­ und

Um die Unsicherheiten auf der Lastseite gering zu

Rückwand. Die Bewehrung des Testkörpers ist so

halten, war vom ENSI vorgeschlagen worden, für

bemessen, dass nichtlineares Werkstoffverhalten

V1 das bereits beim Biegeversuch B1 eingesetzte

auf den unmittelbar dem Anprall ausgesetzten Be­

Projektil mit der dortigen Anprallgeschwindigkeit

reich der Vorderwand beschränkt bleibt und die

110 m/s zu verwenden. Aus den Analysen zum Test

übrigen Bauteile reversibles Verhalten aufweisen.

B1, der auch beim Projekt IRIS als Referenzfall

Es ist eine Betongüte C40/50 und ein Bewehrungs­

diente, ist bekannt, dass die hierfür verwendeten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

165

Abbildung 14 (links): Test V0, schematische Darstellung des Versuchsaufbaus

Abbildung 15 (rechts): FE Modell für Test V0 (SOFiSTiK)

Abbildung 16 (links): Test V0, Messgeber für Verschiebungen (orange) und Beschleunigungen (grün)

Abbildung 17 (rechts): Test V0, gemessene und berechnete horizontale Verschiebungen in Mitte Vorderwand

Abbildung 18 (links): Test V0, gemessene und berechnete horizontale Verschiebungen in Mitte Rückwand

Abbildung 19 (rechts): Test V0, gemessene und berechnete horizontale Verschiebungen an OK Rückwand

Abbildung 20 (links): Test V0, gemessene und berechnete Auflagerkräfte

166

Abbildung 21 (rechts): Test V0, gemessene und berechnete horizontale Beschleunigungs­ antwortspektren D = 5% an OK Rückwand

Lastfunktionen (vgl. Darstellung im Erfahrungs­

horizontale und vertikale Verschiebungen an Vor­

und Forschungsbericht 2013) zu sehr guten Über­

der­ und Rückwand (Abbildungen 26 bis 28), Deh­

einstimmungen Messung/Rechnung führten. Zur

nungen in der Mitte der getroffenen Stahlbeton­

Simulation der im Versuch erreichten Geschwindig­

platte (Abbildung 29), horizontale Auflagerkräfte

keiten wurde die Last aus Test B1 um 3% erhöht.

(Abbildung 30), Beschleunigungen an Mitte Rück­

Als ausgewählte Berechnungsergebnisse werden

wand (Abbildung 31) sowie Beschleunigungs­Ant­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 22 (links): Ansicht des Versuchs­ körpers für Test V1

Abbildung 23 (rechts): Schematische Ansicht des Testkörpers

Abbildung 24 (links): Lagerbedingungen für Test V1

Abbildung 25 (rechts): Test V1, Messgeber für Verschiebungen (orange) und Beschleu­ nigungen (grün); Messgeber 2 liegt in Bodenplattenmitte

Abbildung 26 (links): Test V1, gemessene und berechnete horizontale Verschiebungen in Mitte Vorderwand

Abbildung 27 (rechts): Test V1, gemessene und berechnete horizontale Verschiebungen an OK Rückwand

Abbildung 28 (links): Test V1, gemessene und berechnete verti­ kale Verschiebungen an UK Rückwand

Abbildung 29 (rechts): Test V1, gemessene und berechnete Beton­ dehnungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

167

Abbildung 30 (links): Test V1, gemessene und berechnete Auflagerkräfte

Abbildung 31 (rechts): Test V1, gemessene und berechnete horizontale Beschleunigungen an Mitte Rückwand

Abbildung 32 (links): Test V1, gemessene und berechnete vertikale Beschleunigungs­ antwortspektren D = 5% an UK Rückwand

Abbildung 33 (rechts): Test V1, gemessene und berechnete horizontale Beschleunigungs­ antwortspektren D = 5% in Mitte Rückwand

Abbildung 34:

Die für die Versuche V1 berechneten Verschie­

Test V1, gemessene und berechnete horizontale Beschleunigungs­ antwortspektren D = 5% an OK Rückwand

bungen, insbesondere die vertikalen Verschie­ bungen der Rückwand, erreichen höhere Amplitu­ den als die gemessenen Verschiebungen. Der Grund hierfür ist offenbar die zu gering angesetzte Steifigkeit der die Elastomerlager repräsentie­ renden Federelemente, was aus den Abbildungen 28 und auch 32 zu erkennen ist. Nachträglich durchgeführte Parameteranalysen deuten darauf hin, dass aufgrund von Reibung an den horizonta­ len Lagern zusätzliche Vertikalkräfte aufgenom­

168

wortspektren an Unterkante, Mitte und Oberkante

men werden, die die vertikalen Verschiebungen

der Rückwand (Abbildungen 32 bis 34) angege­

deutlich verringern. Hingegen stimmen die hori­

ben. Die gemessenen Beschleunigungen und die

zontalen Antwortspektren an der Rückwand des

daraus errechneten Antwortspektren resultieren

Systems sowohl bezüglich der Amplituden als auch

aus den von VTT vorgenommenen 250­Hz­Filte­

bezüglich des Frequenzgehalts recht gut mit den

rungen; die Rohdaten der gemessenen Beschleuni­

aus den gemessenen Beschleunigungen errechne­

gungen enthalten höhere und hochfrequentere

ten Antwortspektren überein.

Anteile als z. B. in Abbildung 31 dargestellt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Nationale Zusammenarbeit

Publikationen

Aus der Schweiz ist die Firma Basler&Hofmann AG (Zürich) im Team ENSI beteiligt.

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, and R. Zinn (2013): Conclusions from Combined

Internationale Zusammenarbeit

Bending and Punching Tests for Aircraft Impact Design, Transactions, SMiRT­22, San Francisco, USA

Im IMPACT­Projekt arbeiten 10 Teams aus 7 Län­

R.

Zinn,

M.

Borgerhoff,

F.

Stangenberg,

dern (Deutschland, Finnland, Frankreich, Kanada,

C. Schneeberger, J. Rodriguez, L. Lacoma,

UK, USA, Schweiz) mit. Von den Ländern Finnland,

F. Martinez and J. Marti (2014): Analysis of

Kanada, UK, USA, Schweiz sind die nuklearen Auf­

Combined Bending and Punching Tests of Rein­

sichtsbehörden direkt vertreten. Aus Deutschland

forced Concrete Slabs within IMPACT III Project,

ist die Gesellschaft für Anlagen­ und Reaktorsi­

Eurodyn 2014, Porto, Portugal.

cherheit (GRS) beteiligt, die die deutschen nukle­

C. Schneeberger, M. Borgerhoff, F. Stangenberg,

aren Aufsichtsbehörden berät. Im Team ENSI sind

R. Zinn (2014): Analysis of Vibration Propagation

Stangenberg und Partner (Bochum) und Principia

and Damping Tests of Reinforced Concrete

(Madrid) beteiligt.

Structures within IMPACT III Project, Eurodyn 2014, Porto, Portugal.

Bewertung 2014 und Ausblick 2015

Referenzen

Die vom Team ENSI 2014 geleisteten Arbeiten

[1]

lia Corp., Rhode Island, USA

Der ursprünglich für den Sommer 2013 geplante und dann auf 2014 verschobene neue Versuchs­ aufbau in einer neuen Halle, der Versuche mit Be­

SIMULIA (2013) «Abaqus Analysis User’s Ma­ nual», Version 6.13, Dassault Systèmes Simu­

führten zu sehr zufriedenstellenden Resultaten. [2]

SOFiSTiK AG (2014): SOFiSTiK, Analysis Programs, Version 30.0 , Oberschleissheim

tonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben soll, wurde seitens VTT entgegen dem Wunsch des ENSI weiter in die Zukunft verschoben und soll nun erst im Folgeprojekt IMPACT IV realisiert werden. Das Projekt IMPACT III konnte nicht wie geplant bis Ende 2014 abgeschlossen werden; ein Termin für den Abschluss ist derzeit nicht absehbar.

169

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Earthquake Strong Motion Research

Author and Co­author(s)

D. Fäh, S. Wiemer, B. Edwards, V. Poggi, D. Roten, R. Grolimund, M. Spada, B. Schechinger, T. Tormann, J. Woessner

Institution

Swiss Seismological Service

Address

Sonneggstrasse 5, CH­8092 Zürich

Telephone, E­mail, Internet

+41­44­633 3857, [email protected], www.seismo.ethz.ch

Duration of the Project

July 2010 to June 2014

ABSTRACT

integration of the Annual Reports of the Swiss

The goal of project «Earthquake Strong Motion

Seismological Commission. This includes the

Research» was to improve regional and local

reconstruction of macroseismic fields from the

seismic hazard assessment in Switzerland. The

assessment of local intensities for events with

project was split into five sub­tasks. Subproject

an assumed intensity of V and stronger. In

1 was focused on the investigation and

addition, a common database for the compila­

improvement of ground­motion attenuation

tion of paleo­seismological findings from vari­

models and earthquake source scaling for

ous research fields was established, and the

Switzerland. A variety of new products, meth­

interdisciplinary reassessment of the period

ods and models have been developed and pub­ 1964–1974 was finalized. In subproject 4, we lished. Highlights of the subproject include the

present new methodologies to characterize

development of methods for automatic site

seismogenic source zones in Switzerland,

amplification determination; Swiss specific

advancing towards more realistic and physi­

ground­motion prediction models; the investi­

cally constrained models. For instance, one

gation of earthquake sources and their 3D

methodology combined controlled­source seis­

crustal distribution; and development of mod­

mology and receiver functions to define Moho

els for amplification, attenuation and vertical­

topography. A general decrease of the b­value

to­horizontal ratio for sites with known veloc­

with depth was observed, which has implica­

ity profiles. Within subproject 2, we improved

tions for seismic hazard. We also investigate

the tools for deterministic predictions of

the resolution capability of 3D seismic data for

ground motion, especially with respect to non­

fault detection and its influence on seismic

linear behaviour in sedimentary rocks and soft

hazard estimates. Finally, subproject 5 was

soils. Records of strong ground motion that are

related to geological disposal repositories with

clearly characterised by nonlinear soil behav­

a focus on the possible impacts of strong earth­

iour were studied and reproduced using

quakes on the repository itself and the infra­

advanced constitutive soil models. Within sub­

structure during the operating phase. We

project 3 the earthquake catalogue for the

developed an initial conceptual framework to

period between 1878 and 1900 was system­

assess the hazard posed by induced earth­

atically reassessed through historical­critical re­

quakes.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

171

Project goals

catalogue of Switzerland. A special focus is on the reassessment of intermediate­size earthquakes in

The project is split into five subtasks with the main

the pre­ and early­instrumental period of system­

goal to improve regional and local seismic hazard

atic earthquake observation (1878–1974). This

assessment in Switzerland. The sub­projects are:

includes the analysis of the historical context of the

1. Ground­motion attenuation models and earth­

data production to ensure its accurate interpreta­

quake scaling for Switzerland; 2. Modelling wave propagation in complex, non­ linear media; 3. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1974; 4. Improved seismotectonic zonation for Switzer­ land; 5. Earthquake scenarios for deep geological dis­ posal.

tion. In Subproject 4, we move towards a more realistic characterization of the seismogenic source zones for probabilistic seismic hazard studies. This was achieved by focussing on a more accurate struc­ tural representation with the link between stress, strength and the average earthquake size. Finally, subproject 5 is related to the definition of possible earthquake impacts on deep geological disposals,

Subproject 1 has focused on the development and

the analysis of observations in underground struc­

improvement of earthquake ground­motion atten­

tures, and the issue of induced seismicity.

uation and source­scaling models for Switzerland. The complete understanding in terms of physical parameterization of such models is crucial in order to decouple different effects and build robust pre­ dictive models that scale appropriately to large magnitudes. The goal of this subproject was there­ fore to improve our understanding of existing approaches for ground motion prediction, such as global ground­motion prediction equations

Work carried out and results obtained 1. Ground-motion attenuation models and earthquake scaling for Switzerland

(GMPEs) and stochastic simulation models, in addi­

172

tion to developing new approaches and models for

Subproject 1 has focussed on improving ground­

the purpose of strong ground motion prediction in

motion prediction in Switzerland. We have devel­

Switzerland.

oped a number of products to achieve this aim,

The scope of subproject 2 was to improve deter­

and published several articles that improve the

ministic predictions of ground motion, especially

understanding of ground­motion in Switzerland.

with respect to nonlinear behaviour in sedimentary

One of the central components of this work has

rocks and soft soils. Records of strong ground

been the development of a stochastic ground­

motion that are clearly characterised by nonlinear

motion simulation model tailored to Swiss seismic­

soil behaviour were studied and reproduced using

ity (Edwards & Fäh, 2013a). This model expanded

advanced constitutive soil models. An important

the model developed within the PEGASOS Refine­

aspect of this subproject was the calibration of

ment Project to cover both the Swiss Alps and

dynamic soil properties from standard geotechni­

Swiss Foreland. The model took into account previ­

cal tests, because deterministic prediction models

ous studies on Swiss seismicity and ground­motion

require many parameters, which are difficult to

modelling, such as the definition of a rock refer­

define. A further aim was to study the propagation

ence velocity profile [1] and crustal and near sur­

of body and surface waves in nonlinear materials

face attenuation ([2]; Poggi et al., 2013). A report

by performing numerical simulations in three­

commissioned by ENSI was produced summarising

dimensions.

GMPEs and their use in Switzerland (Edwards &

As instrumental measurements only provide reli­

Fäh, 2014).

able data from seismic activity in Switzerland since

Cauzzi et al. (2014) have recently parameterized

1975, the assessment of seismic hazard chiefly

the Swiss ground­motion simulation model, such

relies on historical records of earthquakes. Sub­

that predictions at various response spectral ordi­

project 3 therefore targeted the historical­critical

nates can be efficiently generated using only mag­

improvement of the database of event classes that

nitude and source­site distance measures. This has

have not yet been analysed in­depth in the frame­

facilitated integration into other products at the

work of preceding revisions of the earthquake

Swiss Seismological Service (SED) such as Shake­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Maps and the forthcoming updated national seis­

Allmann & Edwards, 2014). The result is a pro­

mic hazard maps. Other related products include

posed weighting scheme for Alpine and Foreland

the determination of site amplification in Switzer­

shallow and deep events which will be incorpo­

land based on systematic analysis of recorded

rated into the current renewal of seismic hazard in

ground­motions relative to the Swiss simulation

Switzerland. Analysis of data from large earth­

model (Edwards et al., 2013). The resulting empiri­

quakes in Europe and the Middle East also pro­

cal amplification functions for all of the Swiss real­

vided insights into the stress­parameter suitable for

time seismological stations are incorporated into

the larger events (Edwards & Fäh 2013b), while

the SED database and displayed online. The ampli­

comparison with Japanese data has shown that

fication functions have already been used by

the simulation model used for Switzerland is as

Michel et al. (2014) to improve the site character­

good as existing GMPEs at predicting response

ization procedure of newly installed stations within

ordinates for magnitudes up to 7.6.

the Swiss Strong­Motion Network and is presently

At the local level, different parametric models for

applied for new NAGRA and Mont Terri monitoring

site­specific ground motion have been developed.

stations. A sensitivity analysis was carried out to

Firstly, a functional relation to compute vertical­to­

verify the robustness of the amplification predic­

horizontal ratio of 5% damped response spectra

tions. For that, a synthetic database of seismic sta­

was calibrated for rock sites (Edwards et al., 2011),

tions was produced, including 1D velocity profiles,

based on the calculation of the quarter­wavelength

attenuation models, and corresponding computed

average velocity at the site. The method was sub­

SH­wave amplification functions. Synthetic spectra

sequently extended to also account for resonance

were then produced for a broad range of magni­

phenomena in soft sediment sites (Poggi et al.,

tude/distance combinations. The analysis high­

2012a). In a similar manner, two parametric mod­

lighted the improvements achieved with the

els for near­surface attenuation (kappa) (Poggi et

updated approaches (Figure 1).

al., 2013) and anelastic site­specific amplification

Uncertainty in ground­motion prediction for large

were developed (Poggi et al., 2012b), based on

events in Switzerland is high due to a lack of data

quarter­wavelength concepts and calibrated

for large earthquakes. We have therefore made

against empirical amplification functions.

numerous tests to calibrate and quantify uncer­

In order to improve the level of detail in assessing

tainty. For the original ground­motion model,

geophysical site parameters required for the proper

macroseismic data, along with intensity to ground­

estimation of ground motion at the surface, such

motion conversion equations, were used to cali­

as the quarter wavelength parameters, new site­

brate the large­magnitude predictions for Switzer­

characterization techniques were developed. A

land. Further analysis by Cauzzi et al. (2014) has

novel active seismic approach to analyse surface

looked into the issue of calibration in the Alpine

waves was established, based on the continuous

and Foreland region specifically, and on the issue

wavelet transform (Poggi et al., 2012c). The

of the depth dependence of stress­drop (Goertz­

method is useful with continuous recordings and

173

Figure 1: Comparison of input (Syn. SH­TF) and recovered (Spec. Mod.) site amplification. Left: Approach (classical) detailed in Edwards et al. (2013), with mismatch between the input and recovered explained by the crustal amplification. Right: newly de­ veloped (iterative) approach, which takes advantage of input amplification estimations (e.g., quarter wavelength based) and removes the need for a crustal amplification.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 2: Reduction in horizontal peak ground velocities (%) obtained with three cohesion models (a), (b), and (c) (Roten et al., 2014a) with respect to the viscoelastic solution.

therefore is complementary to passive seismic

orded on such vertical arrays directly for the dilat­

acquisition and the processing of ambient vibra­

ancy parameters in the Iai et al. [3] cyclic mobility

tions. We have also developed a method to assess

model. Synthetic acceleration time series, obtained

resonance characteristics of 2D structures using

by simulating the response of the liquefiable soils

eigen­decomposition of ambient vibrations record­

with the 1­D finite difference code NOAH [4], were

ings (Poggi et al., 2014; Ermert et al., 2014). The

shown to accurately describe the time and fre­

method allows us to map regions where large

quency evolution of the observations at these sites.

amplifications due to 2D/3D resonances are

Liquefaction resistances derived from strong

expected.

motions tend to be higher than predictions from

In addition to the locally calibrated, region specific

field and laboratory tests, and indicate that cyclic

ground­motion prediction equation (GMPE), we

mobility effects may occur on soils with a high

have developed a conversion scheme of existing

liquefaction resistance during strong and pro­

GMPEs valid for other regions of the world to Swiss

longed shaking [Roten et al., 2013, 2014b].

conditions (Edwards et al., 2014a). The conver­

These case studies illustrate how cyclic mobility

sions account for epistemic uncertainty by includ­

may lead to accelerations exceeding 1g on soils

ing a range of conversion schemes and calibration

that respond distinctively nonlinearly to the shak­

approaches. One of the most critical parts of this

ing, and how advanced constitutive soil models are

so­called host to target conversion is the near­sur­

able to capture this phenomenon. Because the

face attenuation, defined by the kappa parameter.

definition of dilatancy parameters in such models

We have investigated the sources of the significant

remains a challenge, we have developed a method

uncertainty in this parameter by using a number of

that simplifies the calibration of the Iai et al. [3]

different analysis approaches (Edwards et al.,

cyclic mobility model from laboratory tests [Roten

2014b).

et al., 2011]. A similar method has been derived that allows calibration of dilatancy parameters in

2. Modelling of wave propagation in complex, non-linear media 174

the Iai et al. [3] model from results of cone penetration testing. This approach has been used to characterize the soil properties at the location of two strong motion stations in Switzer­

Research in subproject 2 focused on both nonlin­

land, located on the sediments of Lake Lucerne

ear behaviour of soft soils near the surface and

and Lake Neuenburg.

nonlinearity in the fault zone at depth. To improve

In the framework of subproject 2 nonlinear mate­

our understanding of nonlinear response near the

rial behaviour based on Drucker­Prager plasticity

surface we studied records of strong ground

was implemented in a 3D finite difference code

motion that are clearly characterised by cyclic

that simulates spontaneous rupture and wave

mobility (i.e., effects of pore­water pressure gen­

propagation. By participating in benchmark

eration that may ultimately lead to soil liquefac­

TPV27 of the SCEC/USGS dynamic rupture code

tion). We selected sites where accelerations were

verification project [5] we have successfully

recorded both at the surface and in a borehole,

verified our implementation of plasticity against a

including the Wildlife Liquefaction Array, the verti­

series of independent finite difference and finite

cal arrays at Kushiro Port and Onahama Port, and

element codes.

the KiK­net site FKSH14. A methodology was

We have also simulated the ShakeOut earthquake

developed to invert strong ground­motions rec­

scenario (widely used for drills, assuming an M7.8

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

earthquake on the southern San Andreas Fault) for

investigations performed in Switzerland between

a medium governed by Drucker­Prager plasticity.

1880 and about 1960. Our analysis showed that

These simulations have shown that plasticity in the

the large wealth of information is only partly and

fault zone, and, to a lesser extent, nonlinear behav­

inaccurately integrated in the current version of the

iour in shallow sediments, could reduce the earlier

Earthquake Catalogue of Switzerland (ECOS­09).

predictions of large long­period ground motions in

For the period of 1880–1900 the database of

the Los Angeles basin by 30–70% [Roten et al.,

Earthquake Catalogue of Switzerland ECOS was

2014a] (Figure 2). These results suggest that the

updated on the basis of the information contained

role of plasticity in the saturation of ground

in the Annual Reports of the SEC (Figure 3). The

motions is not limited to extreme events, such as

earthquake list was completed with a considerable

the maximum physically possible earthquake

number of hitherto unknown (generally small)

assumed for Yucca Mountain [6], but remains sig­

events. Dating errors and duplications were cor­

nificant for earthquake scenarios that are consid­

rected and, in many cases, the appraisal of cer­

ered very plausible.

tainty was adjusted according to historical­critical standards. The descriptive macroseismic informa­

3. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1974

tion documented in the Annual Reports was sys­ tematically integrated into the database for events with an assumed potential epicentral intensity of V (EMS­98) and stronger. Based on this dataset, fol­

An interdisciplinary study on the period 1964–

lowing the procedures established in the compila­

1974 was completed (Grolimund et al., 2014a).

tion of ECOS­09, individual intensity data points

This study addresses the scope and completeness

were assessed. In addition the historical context of

of the relatively scarce documentary data from

the production of earthquake information was

this period with respect to the administrative, cul­

investigated in order to ensure its correct interpre­

tural and technological changes at the SED. The

tation. The potential biases and fragmentations of

results were set into a broader context on risk cul­

the data resulting from the cultural, theoretical and

ture at the SED (Grolimund & Fäh, 2014c). These

methodological background of the networks and

studies not only provided insights into the reliabil­

actors involved could be correlated with specific

ity of data produced in this period and on the

patterns emerging from the analysis of the macro­

history of the SED and its technological develop­

seismic fields (Grolimund & Fäh, 2014b).

ment, but also into the general source material

A number of paleo­seismological studies carried

situation in the SED’s archives.

out in the last few decades in Swiss lakes revealed

The identification and evaluation of relevant his­

evidence for potentially seismically triggered mass

torical sources for Switzerland brought to light a

deposits. So far, the findings have not been sys­

considerable potential for improvement of the

tematically collected and combined with data from

Swiss earthquake catalogue with respect to its

studies carried out in other scientific disciplines

completeness and certainty of events. Due to the

(archeology, speleology, ancient history etc.). In

loss of a large number of primary sources in the

cooperation with the sediment dynamics group at

1950s, the historical Annual Reports of the Swiss

ETH we developed a database which enables the

Seismological Commission (SEC) are, for most

integration of the available data from various ori­

events, our only direct access to the macroseismic

gins in a common framework. Finally, a study com­

175

Figure 3: Event maps 1880–1900 pre­revision status and revised status of the event list. The symbol relates to the epicen­ tral intensity (Io) in EMS­98 and the cata­ logue version on which the last modification is based on. Unfilled squares represent new events of unknown Io.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

paring sedimentological «archives» with archeo­

tion is 50% to 100% narrower than in fractal dis­

logical and historical accounts is currently under

tribution, depending on the location and the prob­

revision (Grolimund et al., 2014d).

ability level of interest. The second goal of our research was to contribute

4. Improved seismotectonic zonation for Switzerland

to the development of a high­quality 3D crustal velocity and physical properties model. As a first step, we derived a well­defined model of the crustal/mantle boundary topography, known as

176

The overall objective of our research was to move

the Moho. Below the Moho, the lithosphere is too

beyond the state of the art defined in the PEGASOS

ductile to allow for brittle failure (i.e., earthquakes),

and PRP ‘source’ (SP1) groups by adding physical­

so an improved knowledge of the Moho is an

rheological constraints to existing statistical and

important constraint for seismic hazard assess­

subjective zonation approaches. This should lead

ment. The results were publish by Spada et al.

to more realistic characterizations of the seismo­

(2013a), and are now used as an input parameter

genic source zones for probabilistic seismic hazard

in the new Swiss hazard model.

studies and allow for a more accurate structural

In a third study, we explored the hypothesis that

representation, linked to realistic representations

the relative size distribution of earthquakes or

of stress, strength and the average and maximum

b­value, a key parameter in any PSHA, is inversely

possible earthquake size.

proportional to applied shear stress. We tested in

The definition and characterization of relevant seis­

Spada et al. (2013b) this hypothesis for seven dif­

mic sources are critical steps in probabilistic seismic

ferent continental areas around the world: North­

hazard assessment (PSHA). This is particularly chal­

ern and Southern California, the Swiss Foreland,

lenging in low­seismicity regions because observa­

Italy, Japan, Turkey and Greece, each derived from

tion periods are relatively short, seismicity is often

regional earthquake catalogues. We document for

diffuse, and active faults are difficult to identify. In

the first time a monotonic b­value decrease

such regions, seismogenic sources are typically rep­

between 5−15 km depth. The decrease reverses

resented as areal sources: zones with equal seismic

approximately at the depth of the brittle­ductile

potential. However, observed seismicity is never

transition zone. We translate the observed b­depth

truly uniformly distributed but clusters at all scales.

gradients into b­differential stress gradients and

In Spada et al. (2011), we developed and applied a

found clear evidence that b­values are indeed neg­

fractal scaling approach to explore a more realistic

atively correlated with applied shear stress. Spatial

characterization of the seismicity distribution

mapping of b­values thus has the potential to act

within each source zone. For a hypothetical square

as an indicative stress­meter in the earth crust. The

source zone, we computed hazard curves and haz­

stress drop of earthquakes in Switzerland, as deter­

ard maps resulting from simulations of uniformly

mined by Goertz­Allmann and Edwards (2014),

distributed seismicity, and we compared these with

may increase with depth, suggesting stress drop

those resulting from simulations of clustered seis­

and b­values may also be correlated. These finding

micity. We found that the assumption of uniform

are integrated in the upcoming release of the new

distribution of events leads to a systematically

national seismic hazard model.

higher estimate of hazard within the source zone.

We also developed, calibrated and implemented a

This overestimation increases for lower probability

first order time­dependent model for Switzerland;

levels. Of equal importance is the fact that the

building upon the Short Term Earthquake Model

assumed uniform distribution underestimates the

(STEP) developed at ETH. The model is available on

uncertainty of the hazard by up to a factor of

the SED Intranet, updated regularly after signifi­

three. We applied the fractal scaling approach to

cant earthquakes. In another study, we have devel­

the seismicity of Switzerland and measured the

oped a smooth stochastic earthquake rate model

fractal dimension of instrumental seismicity for the

for Switzerland as an alternative to the existing

past 30 years. Using this value for synthetic cata­

areal source models. The model applies techniques

logues we then built a fractal seismic zonation and

developed by Hiemer et al. [7,8] for California and

hazard model. We found that, in general, the

Europe to Switzerland. The spatial component of

assumption of uniform distribution of events over­

the model is based on the kernel density estima­

estimates the mean hazard in Switzerland by 3%

tion technique, which we applied to both past

to 20%, and the uncertainty distribution estima­

earthquake locations and slip rates on mapped

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 4: Left: Map of Switzer­ land, colour code is the forecasted annual rate of earthquakes with magnitudes greater or equal to 4.5 in each grid cell using the newly constructed smooth seismicity model. Right: Cumula­ tive annual numbers of events observed (black squares) and foreca­ sted by four source models as part of the new Swiss Hazard Model.

crustal faults. Accordingly, our forecasts rely on the

used to limit the maximum possible earthquake in

assumption that the occurrence of past seismicity

a probabilistic sense and again as a function of a

is a good proxy to forecast occurrence of future

range of parameters.

seismicity, and that future large­magnitude events are more likely to occur in the vicinity of known faults. We computed earthquake rates by estimat­ ing the a­ and b­value of a truncated Gutenberg­

5. Earthquake scenarios for deep geological disposal

Richter magnitude distribution for the entire study area based on a maximum likelihood approach

This task focused on the definition of possible

that considers the spatial and temporal complete­

earthquake impacts on deep geological disposal,

ness history of the seismic catalogue. Thus the final

the analysis of observations in underground struc­

annual rate of our forecast is purely driven by cata­

tures, and the problem of induced seismicity. In

logue data, whereas its spatial component incor­

this context the SED participated in the technical

porates contributions from both earthquake and

meeting on «Earthquake impact on fracturing and

fault moment­rate densities. Retrospective and

groundwater flows – Considerations for the long­

pseudo­prospective testing shows that the new

term safety of geological disposals» organized by

model performs significantly better than the tradi­

IRSN in Paris in 2012, and supported ENSI to pre­

tional areal source model for Europe. The model

pare a summary of possible earthquake impacts

applied to Switzerland is shown in Figure 4. The

on deep geological disposals.

work will form a part of the new Swiss national

Using synergies with ongoing and independently

seismic hazard model to be released in early 2015.

funded research related to deep geothermal en­

We investigated the fault detection probability in

ergy we have made substantial progress on set­

3D seismic data and the implications for seismic

ting up a framework to model earthquakes

hazard assessment. Information about the exis­

induced near deep geological repositories.

tence or absence of faults imaged through 3D seis­

Because a fully coupled thermo­, hydro­, and geo­

mic surveys should have consequences for the seis­

mechanical computational framework to assess

mic hazard estimation at a site. However, even the

induced earthquakes in a probabilistic sense is

most sophisticated site­specific studies conducted

currently both unconstrained and computationally

in Switzerland (PEGASOS and PRP) do not consider

expensive, we have developed and partially cali­

this information, because no established path

brated a so­called «hybrid» approach (Goertz­

exists to use it within the constraints of a PSHA. We

Allmann and Wiemer, 2013; Gischig and Wiemer,

have developed a probabilistic approach that uses

2013). In this approach, first order physical con­

subsurface knowledge from seismic reflection

straints such as pore pressure variation and strain

imaging to reduce the uncertainty in seismic haz­

are modelled explicitly, while geomechanical cou­

ard estimates. We define a fault detection proba­

pling is achieved through a calibrated model of

bility (FDP), which depends on the resolution of the

stochastic seed faults. Their size­distribution and

imaging applied as a function of depth, lithology,

failure is distributed assuming an inverse relation­

faulting style, fault orientation etc. The FDP can be

ship between applied shear stresses and size­dis­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

177

tribution. This allows first order predictions on the

with the EU project REAKT, where time­dependent

likelihood of felt earthquakes as a function of

forecast models are being evaluated indepen­

depth, faulting regime, cohesion or coefficient of

dently.

friction to be made. It also represents a concep­ tual framework in which to build improved seis­ mogenic source models (subproject 4). Using the

Assessment of the project

work by Mignan et al. (2015), and the GMPE related efforts discussed in subproject 1, we are

The project «Earthquake Strong Motion Research

also able to convert forecasted, time dependent

(2010–2014)» was successfully concluded, having

earthquake rates into hazard, specifically cali­

addressed a diverse range of topics in seismic haz­

brated for induced and very shallow events.

ard and engineering seismology. The numerous studies undertaken within the framework of the

National Cooperation

project have led to the production of a variety of publications, products and reports. These studies included specific problems intrinsic to seismic haz­

Collaboration with the Institute of Geotechnical

ard assessment for long return periods, which are

Engineering at ETHZ was essential for calibration of

required for today’s nuclear facilities and for the

nonlinear material properties. A working group for

long­term safety of geological disposals. Diverse

paleo­seismology with members of the Sediment

internal, national and international collaborations

Dynamics Group of the Geological Institute at ETH

have been developed and continue to provide ben­

was established in order to collect findings related

efits beyond the end of the project. While the proj­

to paleo­earthquakes. In connection with ques­

ect has addressed the questions originally posed,

tions relevant to the history of science, knowledge

the work has further highlighted the potential for

and environment, we collaborated with the chair

improvements in regional and local seismic hazard

for the history of technology at the D­GESS depart­

assessment in Switzerland and has opened up new

ment at ETHZ and with the ETHZ University

questions and directions for future research.

Archives. Finally, the SED started a co­operation with Engineering Geology to discuss issues related to deep geological disposals.

International Cooperation

Publications in the project 2010–2014 Cauzzi, C., B. Edwards, D. Fäh, J. Clinton, S. Wiemer, P. Kästli, G. Cua and D. Giardini (2014).

178

Successful cooperation was established with the

New predictive equations and site amplification

University Joseph Fourier in Grenoble and with the

estimates for the next­generation swiss shake­

University of Potsdam resulting in common

maps, Geophysical Journal International, doi:

research activities for the development of improved

10.1093/gji/ggu404.

GMPEs. We coordinated with IFSTAR (Paris) the

Edwards, B & Fäh, D (2014). Ground motion pre­

work on the calibration of nonlinear soil proper­

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done in collaboration with San Diego State Univer­

Edwards, B., Cauzzi, C., L. Danciu, D. Fäh, S.

sity and the San Diego Supercomputing Center. For

Wiemer (2014a). Assessment, Weighting and

the verification of the method against other codes

Adjustment of Ground Motion Prediction Equa­

we collaborate with the United States Geological

tions for the 2015 Swiss Seismic Hazard Maps.

Survey (USGS) and the Southern California Earth­

In preparation.

quake Center (SCEC). We cooperated with Euro­

Edwards, B., O. Ktenidou, C. Van Houtte, F. Cot­

pean groups working on historical earthquakes

ton, D. Fäh and N. Abrahamson (2014b). Epis­

and contributed to workshops in France and Ger­

temic Uncertainty and Limitations of the Kappa0

many. Work on induced seismicity and probabilistic

model for Near­surface Attenuation at Hard

fault imaging was embedded in the framework of

Rock Sites. Submitted to Geophysical Journal

the EU Projects GEISER and IMAGE. Work on short

International.

term forecasting was conducted in collaboration

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Projekt SMART 2013 Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken

Autor und Koautoren

I. Sevdali1), Y. Mondet1), M. Billmaier1), R. Zinn2), C. van Exel2), M. Borgerhoff2), T. Szczesiak (ENSI)

Beauftragte Institution

1) Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich 2) Stangenberg und Partner Ingenieur­GmbH, Bochum, Deutschland

Adresse

1) Forchstrasse 395, Postfach, CH­8032 Zürich 2) Viktoriastrasse 47, D­44787 Bochum

Telefon, E­mail, Internetadresse

1) +41 (0)44 387 13 63, [email protected] 2) +49 (0)234 96 13 00, [email protected]

Dauer des Projekts

März 2013 bis November 2014

ZUSAMMENFASSUNG

numerisches Modell des Experiments erstellen

Die Erdbebenspezialisten des ENSI, Sektion

können. Von Seite des ENSI wurden zwei nu­

BATE, haben im Jahr 2014, in Zusammenarbeit

merische Modelle mit zwei unterschiedlichen

mit den Prüfingenieuren von Basler & Hofmann

Computer­Programmen entwickelt: mit der

(B&H) und Stangenberg und Partner (SPI), am

Software SAP2000 durch Basler & Hofmann

internationalen

und mit der Software SOFiSTiK durch Stangen­

Forschungsprojekt

SMART

2013 teilgenommen (siehe [3], [4]). Ziel des Pro­

berg und Partner.

jekts ist, das nichtlineare Verhalten eines Kern­

Das Benchmark­Projekt SMART 2013 wurde in

kraftwerk­Typischen Stahlbetongebäudes un­

vier Phasen gegliedert. In der Phase 1 wurden

ter hoher Erdbebeneinwirkung zu untersuchen

an den numerischen Modellen lokale Tests

und die Methoden bzw. Annahmen zu evaluie­

durchgeführt, um das nichtlineare Element­

ren, die für die Simulation dieses Verhaltens

und Materialverhalten zu untersuchen. In der

verwendet werden. Das Projekt wurde von der

Phase 2 wurden die numerischen Modelle im

CEA (Commissariat à l'Energie Atomique) mit

elastischen Bereich, mittels der zur Verfügung

der Unterstützung der EDF (Electricité de

gestellten Messungen aus Rütteltisch­Versu­

France) und der IAEA (International Atomic

chen bei schwacher Anregung, kalibriert. In der

Energy Agency) organisiert und ist ein Folge­

Phase 3, dem eigentlichen Benchmark­Projekt,

projekt von SMART 2008 (siehe ENSI Erfah­

wurden die kalibrierten numerischen Berech­

rungs­ und Forschungsbericht 2011). Nachdem

nungsmodelle verwendet, um «blinde» Voraus­

das Forschungsprojekt SMART 2013 im Jahr

berechnungen bei starker Erdbebenanregung

2011 begonnen hat, sind in einem Zeitraum

durchzuführen. Die Phase 4, schliesslich, um­

von zwei Jahren eine Reihe von Rütteltisch­Ver­

fasste eine Studie zur Verletzbarkeit der Berech­

suchen an einem Gebäudemodell im CEA For­

nungsmodelle und die Ermittlung der entspre­

schungszentrum in Saclay bei Paris durchge­

chenden Verletzbarkeitskurven. Das ENSI Team

führt worden. Die Daten zu dem Aufbau, der

hat die Bearbeitung der ersten zwei Phasen des

Geometrie und den Materialien dieser Experi­

SMART 2013 Projekts im Jahr 2013 abgeschlos­

mente wurden dann den 36 internationalen

sen (siehe dazu ENSI Erfahrungs­ und For­

Teams, die am SMART 2013 Projekt teilnehmen,

schungsbericht 2013) und konnte sich im Jahr

zur Verfügung gestellt, damit sie mit dem Re­

2014 intensiv mit den letzten zwei Phasen be­

chenprogramm ihrer Wahl ein entsprechendes

schäftigen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

181

In den Phasen 2 und 3 hat die Auswertung der

kenntnisse für die Erdbebenberechnung und

numerisch berechneten Verschiebungen bzw.

die Modellierung von Stahlbetonstrukturen bei

Beschleunigungen aus den Computer­Simula­

Beanspruchungen im nichtlinearen Bereich ge­

tionen des ENSI Teams ergeben, dass die nume­

wonnen werden. Am Final Workshop im No­

rischen Ergebnisse, sowohl für die Testläufe mit

vember 2014 in Paris hatten das ENSI Team und

schwacher als auch für die Testläufe mit starker

die anderen internationalen Teams die Gele­

Erdbebenanregung, in relativ guter Überein­

genheit gehabt, ihre Arbeit zu präsentieren, in­

stimmung mit den gemessenen Versuchsergeb­

teressante Diskussionen zu führen und von ei­

nissen sind. Aus der Auswertung und dem Ver­

nem wichtigen gegenseitigen Erfahrungs­ und

gleich der Ergebnisse, einerseits zwischen den

Wissensaustausch zu profitieren (siehe [1], [2]

numerischen Modellen selber und andererseits

und [5]).

mit den Testergebnissen, konnten wertvolle Er­

Projektziele

und Stangenberg und Partner (SPI), hat sich daran mit einem kompetenten Team beteiligt.

182

Das Ziel des Forschungsprojekts SMART 2013 ist

Zu Beginn des Projekts wurden den Teilnehmern In­

das nichtlineare Verhalten eines Kernkraftwerk­Ty­

formationen über den Aufbau, die Geometrie, die

pischen Stahlbetongebäudes unter hoher Erdbe­

Materialien des Experiments usw. zur Verfügung

beneinwirkung zu untersuchen und die Methoden

gestellt. Aufgrund dieser Informationen konnten

bzw. Annahmen zu evaluieren, die für die Simula­

die unterschiedlichen Teams mit dem Rechenpro­

tion dieses Verhaltens verwendet werden. Es ist ein

gram ihrer Wahl das entsprechende Berechnungs­

Folgeprojekt von SMART 2008 und wird von der

modell entwickeln und es für die Bearbeitung der

CEA (Commissariat à l'Energie Atomique) mit Hilfe

vier Phasen des Forschungsprojekts SMART 2013

der EDF (Electricité de France) und der IAEA (Inter­

gebrauchen. Das ENSI Team hat am Projekt mit

national Atomic Energy Agency) organisiert. Im

zwei unterschiedlichen Computer­Programmen

Vordergrund des Projekts stehen Rütteltisch­Versu­

gearbeitet; B&H hat die Software SAP2000 und SPI

che mit Erdbebeneinwirkung steigender Intensität

die Software SOFiSTiK verwendet (siehe Abb. 1).

(siehe [3], [4]), die von 2011 bis 2013 an einem Ge­

Der Fokus des ENSI Teams lag nicht darauf, die

bäudemodell im CEA Forschungszentrum in Saclay

bestmöglichen Ergebnisse zu bekommen, sondern

bei Paris durchgeführt worden sind. Am Bench­

die typischerweise bei den Betreibern der Schwei­

mark SMART 2013 haben 36 internationale Teams

zer Kernkraftwerke verwendeten Berechnungsme­

aus Europa, Asien und Amerika teilgenommen.

thoden zu testen und deren Einschränkungen zu

Das ENSI, Sektion BATE, in Zusammenarbeit mit

eruieren. Aus diesem Grund haben das ENSI und

den Prüfingenieuren von Basler & Hofmann (B&H)

B&H das Rechenprogram SAP2000 für die Durch­

Abb. 1: (von rechts nach links) CEA Gebäudemodell, SAP2000 Berechnungs­ modell und SOFiSTiK Berechnungsmodell, Quelle: CEA, B&H, SPI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

führung der numerischen Berechnungen ausge­

vom ENSI Team entwickelten Berechnungsmo­

wählt, welches häufiger von den Betreibern der

delle, d.h. das SAP2000 Modell von B&H und das

Schweizer Kernkraftwerke für Erdbebenberech­

SOFiSTiK Modell von SPI, die wichtigsten Haupt­

nungen verwendet wird.

phänomene berücksichtigen und das nichtlineare

Das ENSI Team hat die ersten zwei Phasen des For­

Materialverhalten vom Stahlbeton relativ gut abbil­

schungsprojekts SMART 2013 grösstenteils in

den können. Es ist dabei zu erwähnen, dass die Re­

2013 bearbeitet. Die für das Jahr 2013 angesetz­

sultate der lokalen Tests deutlich von den getroffe­

ten Projektziele wurden erfolgreich erfüllt und im

nen Annahmen in der Materialmodellierung

ENSI Erfahrungs­ und Forschungsbericht 2013 do­

(Materialgesetze) und den angewendeten Rechen­

kumentiert. Für das Jahr 2014 wurden daher neue

programmen beeinflusst werden, was zu starker

Projektziele angesetzt; diese umfassten die Bear­

Streuung der Ergebnisse der 36 Teams führte. Die

beitung der Phasen 3 und 4 des SMART 2013 Pro­

massgebenden Eigenfrequenzen, die vom ENSI

jekts. Dabei handelte es sich in der Phase 3 um die

Team mit den numerischen Modellen berechnet

Durchführung von nichtlinearen Vorausrechnun­

wurden, entsprechen ungefähr den Eigenfrequen­

gen unter hoher Erdbebeneinwirkung und in der

zen, die von der CEA am Gebäudemodel gemessen

Phase 4 um die Ermittlung von Verletzbarkeitskur­

wurden. Jedoch sind die zweite und dritte Eigen­

ven aus linearen und nichtlinearen Berechnungs­

frequenz in den Berechnungsmodellen etwas grös­

modellen. Zusätzliche nichtlineare Berechnungen

ser als die gemessenen Werte. Dieser Umstand

und Untersuchungen wurden durchgeführt, um

zeigt sich bei den Berechnungen aller Teams, was

die Ergebnisse zu optimieren und die falschen An­

darauf schliessen lässt, dass die Berechnungsmo­

nahmen bzw. die Einschränkungen der angewen­

delle nicht alle relevanten Elemente der Wirklich­

deten Methoden zu eruieren. Das ENSI Team hat

keit abbilden. So werden z.B. die hydraulischen Zy­

die durchgeführten Arbeiten und ermittelten Er­

linder des Rütteltisches mit ihrer potentiellen

gebnisse, sowie die gewonnenen Erkenntnisse und

Nachgiebigkeit inklusive des Reaktionskörpers in

Erfahrungen aus allen Projektphasen, dokumen­

den Berechnungsmodellen aus Gebäudemodell

tiert und im November 2014 im internationalen

und Rütteltisch nicht modelliert.

SMART 2013 Workshop präsentiert (siehe [1], [2]).

In der Phase 2 des Forschungsprojekts SMART 2013 wurde von den Teilnehmern verlangt, eine

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

Kalibrierung ihrer Berechnungsmodelle im elasti­ schen Bereich vorzunehmen. Zu diesem Zweck hatte die CEA schon im Voraus Rütteltisch­Versu­ che bei schwacher Erdbebenanregung durchge­

Der Schwerpunkt in diesem Kapitel liegt in der Be­

führt und die resultierenden Verschiebungen und

schreibung der im Jahr 2014 durchgeführten Ar­

Beschleunigungen der Decken und der Wände

beiten und erreichten Ergebnisse der Phasen 3 und

W1, W2, W3 und W4 (siehe Abb. 2) des Gebäude­

4. Da die in den Phasen 1 und 2 des Forschungs­

modells gemessen. Die gemessenen Testdaten für

projekts SMART 2013 durchgeführten Arbeiten

die Punkte A, B, C, D und E (siehe Abb. 2) auf der

und Resultate bereits im ENSI Erfahrungs­ und For­

untersten, mittleren und obersten Decke des Ge­

schungsbericht 2013 enthalten sind, sie aber für

bäudemodells wurden den Teilnehmern zur Verfü­

183

das Verständnis der Arbeit der Phasen 3 und 4 hilf­ reich sind, werden die wichtigsten Erkenntnisse aus den ersten zwei Phasen vorgängig kurz zusam­ mengefasst.

Phasen 1 und 2: Zusammenfassung der wichtigsten Erkenntnisse In der ersten Phase des Benchmark SMART 2013 Projekts wurden die numerischen Berechnungs­ modelle aus Stahlbetongebäudemodell und Rüt­ teltisch entwickelt und die Effizienz der angewen­ deten Modellierungs­ und Berechnungsmethoden mit sogenannten lokalen Tests überprüft. Die Er­ gebnisse aus der Phase 1 haben gezeigt, dass die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abb. 2: Position der Wände W1, W2, W3 und W4 und der Messpunkte A, B, C, D und E im Grundriss der Decken des Gebäudemodells, Quelle: ENSI, B&H.

gung gestellt, damit jedes Team seine Resultate aus

können. Zu diesem Zweck sind von der CEA zahl­

den Computer­Simulationen mit den Messungen

reiche Rütteltisch­Versuche (sogenannte Testläufe

vergleichen und seine Berechnungsmodell entspre­

oder Runs) mit stärkerer Erdbebenanregung und

chend kalibrieren kann. Die numerischen Berech­

bestimmter Reihenfolge durchgeführt worden. Die

nungen des ENSI Teams haben gezeigt, dass die

CEA stellt den Teams für sieben dieser Rütteltisch­

elastische (Rayleigh) Dämpfung und die Modellie­

Versuche bzw. Run009, Run011, Run013, Run017,

rung der Verbindung zwischen der Fundation des

Run019, Run021 und Run023, die entsprechen­

Gebäudemodells und dem Rütteltisch die entschei­

den Input­Zeitverläufe in Form von Beschleunigun­

denden Kalibrierungsparameter im elastischen Be­

gen und Verformungen des Rütteltisches zur Ver­

reich sind. Zudem wurde festgestellt, dass der Be­

fügung. Die gemessenen Versuchsergebnisse aus

rechnungszeitschritt beim Zeitverlaufsverfahren

diesen Testläufen wurden den Teams in der Phase 3

sorgfältig gewählt und schrittweise reduziert wer­

jedoch nicht gegeben. Jedes Team musste «blinde»

den muss, bis er keinen Einfluss mehr auf die Ergeb­

Vorausberechnungen in bestimmter Reihenfolge

nisse der numerischen Berechnungen hat, um ver­

und mit Berücksichtigung der Vorgeschichte

nünftige Resultate zu gewährleisten. Das ENSI

durchführen. Für jede Vorausberechnung waren

Team konnte in der Phase 2, durch die Kalibrierung

die resultierenden Verschiebungen und Beschleu­

der Modelle im linearen Bereich, numerische Ergeb­

nigungen in den Knoten A, B, C, D und E (siehe

nisse erhalten, die relativ gut mit den Messungen

Abb. 2) des numerischen Modells zu berechnen.

der Rütteltisch­Versuche übereinstimmen.

Nachdem alle Teams ihre Resultate der CEA abge­ geben hatten, bekamen die Teilnehmer Zugriff zu

Phase 3: Nichtlineare Berechnungen mit starker Erdbebeneinwirkung (Benchmark)

den gemessenen Testdaten. Jedes Team konnte

In der Phase 3 des Projekts SMART 2013 wurden

den Versuchsergebnissen der CEA vergleichen, um

die kalibrierten Berechnungsmodelle der Teilneh­

die Effizienz des angewendeten Berechnungsver­

mer getestet, um festzustellen, ob sie das nichtli­

fahrens und Berechnungsmodells zu überprüfen.

neare Verhalten des Modellgebäudes gut abbilden

Das ENSI Team verwendete in der Phase 3 das kali­

anschliessend seine numerischen Ergebnisse mit

brierte SAP2000 Modell (B&H) und das kalibrierte SOFiSTiK Modell (SPI) mit wenigen Modellanpas­ Abb. 3: Run019 Verschiebun­ gen in x ­Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000, blau: SOFiSTiK, Quelle: CEA, B&H, SPI.

sungen. Im SAP2000 Modell wurde als einzige An­ passung die Steifigkeit der linear elastischen Scha­ lenelemente, d.h. der Decken­ und Fundations­ elemente, um 60% reduziert (von 1.0Ec auf 0.4Ec, Ec: Betonsteifigkeit der Schalenelemente in den Phasen 1 und 2). Dies um die Rissbildung im Beton bei starker seismischer Anregung zu berücksichti­ gen. Die für das SAP2000 Modell in Phase 2 ge­ wählte elastische Dämpfung (rund 5% Rayleigh Dämpfung) wurde nicht geändert. Im SOFiSTiK Modell hingegen erfolgten in der Phase 3 mehr

184

Anpassungen. Erstens wurden die in den Phasen 1 und 2 verwendeten linearen Schalenelemente des Abb. 4: Run019 Etagen­ antwortspektren für x­Richtung, Vergleich Testdaten mit Modell­ ergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000, blau: SOFiSTiK, Quelle: CEA, B&H, SPI.

Berechnungsmodells durch nichtlineare «layered» Schalenelemente mit 12 «layers» (Schichten) er­ setzt. Die Anzahl von 12 «layers» ist erfahrungs­ mässig ausreichend, um das nichtlineare Material­ verhalten der Stahlbetonelemente realistisch zu simulieren. Zweitens wurde im SOFiSTiK Modell die elastische Dämpfung in der Phase 3 tiefer als in der Phase 2 angesetzt. Die Dämpfung in der Phase 2 war von SPI möglichst gut an die gemessenen Fre­ quenzen der CEA angepasst worden (d.h. mit Ray­ leigh Dämpfung ζ = 3.3% für f1, ζ = 3.7% für f2 und ζ = 6.3% für f3). In der Phase 3 dagegen ver­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abb. 5:

wendete SPI die in ASN [6] empfohlene Methode

Run019 Verschiebun­ gen in y­Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000, blau: SOFiSTiK, Quelle: CEA, B&H, SPI.

für die Bestimmung der elastischen Rayleigh Dämpfung. Gemäss dieser Methode wird 2% Dämpfung an der Hauptfrequenz f1 des Modells angesetzt und 5% Dämpfung an der Frequenz beim Erreichen von 90% der Modalmasse. Zu er­ wähnen ist dabei, dass bei den nichtlinearen Be­ rechnungen nicht nur die elastische Dämpfung, sondern auch die hysteretische Materialdämpfung auf die Berechnungsmodelle wirkt. Die Material­ dämpfung hängt vom gewählten hysteretischen Modell ab und hat bei den Testläufen hoher Inten­ sität einen massgebenden Einfluss auf die Resul­

Abb. 6:

tate.

Run019 Etagen­ antwortspektren für y­Richtung, Vergleich Testdaten mit Modell­ ergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000, blau: SOFiSTiK, Quelle: CEA, B&H, SPI.

Die Durchführung von nichtlinearen «direct integ­ ration» Zeitverlaufs­Analysen mit SAP2000 hat sich als herausfordernd erwiesen. Die angewen­ dete «Hilber­Hughes­Taylor alpha» Berechnungs­ methode, mit α = 0 für präzise Ergebnisse, bedingt eine sehr lange Rechenzeit (etwa 112 Stunden Re­ chendauer waren auf einer modernen multicore Workstation mit SSD Speicher für die Berechnung einer seismischen Anregung mit 16 Sekunden Dauer erforderlich). Ein Grund dafür ist, dass im SAP2000 jeweils alle Output­Daten von allen Kno­ ten des Berechnungsmodells gespeichert werden und nicht die Möglichkeit besteht, die Output­Da­ ten nur für bestimmte Knoten zu speichern. Aus

gemessen wurde, wird vom SOFiSTiK Modell sehr

demselben Grund benötigt jede nichtlineare Ana­

gut getroffen (siehe Abb. 3). Aus dem Vergleich

lyse einen sehr grossen Speicherplatz (z.B. rund

der Etagenantwortspektren ergibt sich, dass das

350 GB für eine seismische Anregung mit 16 Se­

SOFiSTiK Modell die Hauptfrequenz des Gebäude­

kunden Dauer). Zudem ist es bei der Berechnung

modells von ungefähr 3 Hz für den Run019 erfolg­

einer «Run Sequence», wo der nichtlineare Zu­

reich abbildet. Die mit SOFiSTiK berechneten maxi­

stand des Modells am Ende jedes Runs als An­

malen spektralen Beschleunigungen liegen tiefer

fangsbedingung für den nächsten Run verwendet

als die gemessenen Werte. Das Gegenteil trifft für

wird, nicht möglich, Daten aus vorherigen Runs zu

das SAP2000 Modell zu, bei dem die maximalen

löschen. So entsteht bei «Run Sequences» eine rie­

spektralen Beschleunigungen eher zu hoch sind

sige, teilweise nicht mehr handhabbare Daten­

und die maximalen Verschiebungen auf der obers­

menge. Bei den nichtlinearen Berechnungen mit

ten Decke, besonders in der x­Richtung für Punkt

SOFiSTiK hingegen bestehen diese Schwierigkeiten

D, unterschätzt werden. Aus dem Vergleich der

nicht, weil die Output­Daten nur für bestimmte

Etagenantwortspektren ergibt sich noch eine wich­

vordefinierte Knoten gespeichert werden.

tige Bemerkung: Die Hauptfrequenz des SAP2000

Die Vergleiche zwischen den numerischen Ergeb­

Modells beträgt 4.5 Hz und ist somit wesentlich

nissen aus der Phase 3 und den gemessenen Test­

grösser als die Hauptfrequenz des Gebäudemo­

daten für den Run019, den stärksten Testlauf, sind

dells gemäss den Messdaten für Run019. Der

für den Eckpunkt D auf der obersten Decke in den

Grund dafür liegt in der Tatsache, dass die Decken

Abb. 3 bis 6 dargestellt. Es zeigt sich, dass die nu­

im SAP2000 Modell – im Gegensatz zum SOFiSTiK

merisch berechneten Verschiebungen aus dem SO­

Modell – nicht mit nichtlinearen Schalenelemen­

FiSTiK Modell, sowohl in der x­ als auch in der y­

ten, sondern mit linear elastischen Schalenelemen­

Richtung, in guter Übereistimmung mit den

ten mit konstanter reduzierter Steifigkeit model­

Versuchsdaten sind. Die maximale positive Ver­

liert wurden, einerseits um die erforderliche

schiebung des Gebäudemodels, die für den Eck­

Rechenzeit zu reduzieren und andererseits, um

punkt D auf der obersten Decke in der x­Richtung

eine gängige Modellierungsart zu verwenden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

185

In den Abb. 7 und 8 sind die maximalen vertikalen

nen vollständig gerissen. Ausserdem ist in der glo­

bzw. horizontalen Spannungen im Beton darge­

balen x­Richtung des Gebäudemodells eine Rah­

stellt, die beim Zeitpunkt der maximalen positiven

menwirkung zwischen den Wänden W1 und W2

Verschiebung der Wände W1 und W2 mit dem

zu sehen; die schmalen Stürze verhalten sich als

SAP2000 berechnet wurden. Da die maximale

Riegel und bewirken ein Zusammenwirken der

Zugfestigkeit des Betons am Fuss der Wände und

zwei Wände. Die horizontalen Spannungen sind

am unteren Teil der Stürze (siehe rote Rechtecke)

im Berechnungsmodell an den Stürzen nicht ein­

überschritten wird, ist der Beton an diesen Positio­

heitlich, sondern der untere Teil der Stürze ist stär­ ker beansprucht als der obere. Der Grund dafür ist, dass die Stürze im oberen Teil durch die elastisch,

Abb. 7:

mit einer konstanten Steifigkeit von 0.4Ec model­

Vertikale Spannungen im Beton, Wände W1 & W2 des SAP2000 Mo­ dells, Quelle: B&H.

keit scheint für die starke Erdbebenanregung von

lierten Decken, verstärkt sind. Diese Deckensteifig­ Run019 zu gross und hat als Folge, dass die Rah­ menwirkung der Wände in globaler x­Richtung und die Beanspruchung der Wände W1 und W2 überschätzt wird. Um diesen Einfluss zu untersu­ chen, wurde die Steifigkeit der linear elastischen Decken des SAP2000 Modells von 0.4Ec auf 0.1Ec reduziert und der Run019 nochmals berechnet. In Abb. 9 ist ein Vergleich zwischen den Ergebnissen aus dem SAP2000 Modell mit reduzierter Decken­ steifigkeit 0.1Ec, den ursprünglichen Ergebnissen aus dem SAP2000 Modell mit Deckensteifigkeit 0.4Ec und den Testdaten der CEA zu sehen. Es zeigt sich, dass die Hauptfrequenz des SAP2000 Modells

Abb. 8: Horizontale Spannun­ gen im Beton, Wände W1 & W2 des SAP2000 Modells, Quelle: B&H.

mit Deckensteifigkeit 0.1Ec mit der Haupteigenfre­ quenz des Gebäudemodells gut übereinstimmt, je­ doch die maximale Spektralbeschleunigung unter­ schätzt wird.

Phase 4: Verletzbarkeitsanalyse In der Phase 4 des Forschungsprojekts SMART 2013 wurde die Verletzbarkeit der Berechnungs­ modelle untersucht und «Verletzbarkeitskurven» (sogenannte Fragility Kurven) entwickelt, um die Versagenswahrscheinlichkeiten des Gebäudemo­ dells in Funktion der Stärke der Erdbebenanregung abzubilden. Dabei waren die Modellantworten aus

186

jeweils 50 Zeitverlaufsberechnungen an zwei ver­ einfachten Berechnungsmodellen zu ermitteln. Bei Abb. 9: Run019 Etagen­ antwortspektren für x­Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000 mit Deckensteifigkeit 0.10Ec (B&H), blau: SAP2000 mit Deckensteifigkeit 0.40Ec (B&H)

einem Berechnungsmodell handelt es sich um ein lineares Modell, beim anderen um ein nichtlineares Modell, bei beiden mit variierenden Modellparame­ tern. Die Daten zu den 50 Inputzeitverläufen wur­ den den Teams von der CEA zur Verfügung gestellt. In der Phase 4 haben die Teams vereinfachte Be­ rechnungsmodelle verwendet, bei denen der Rüt­ teltisch weggelassen und durch eine Idealisierung der Boden­Bauwerks­Interaktion mit Feder­ und Dämpferelemente ersetzt wurde. Beim SAP2000 Modell, zum Beispiel, erfolgte dies durch Ersatz des Rütteltisches durch einen «Masterknoten» auf

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abb. 10:

Höhe der Fundation im Schwerpunkt des Gebäu­

Vereinfachtes SAP2000 Berechnungsmodell für die Verletzbarkeits­ analyse, Quelle: B&H.

demodells. Dieser Masterknoten ist mittels steifer Kopplungselemente mit dem Fuss der Fundation verbunden (siehe Abb.10) und mit ein lineares Fe­ derelement gelagert, dessen Eigenschaften (Stei­ figkeit und Dämpfung) den vorgegebenen Impe­ danzen der Fundation entsprechen und bei jeder Zeitverlaufsberechnung variiert wurden. Beim SO­ FiSTiK Modell wurden statt eines Federelementes am Masterknoten mehrere Federelemente am Fuss der Fundation angesetzt (siehe Abb. 11). Die Summe der Steifigkeit der einzelnen Federele­ mente entspricht dabei der vorgegebenen Steifig­ keit der Fundation. Vier zu variierende Modellparameter waren von der

Abb. 11:

CEA für die Verletzbarkeitsanalyse vorgegeben: die

Vereinfachtes SOFiSTiK Berechnungsmodell für die Verletzbarkeits­ analyse, Quelle SPI.

Betonzugfestigkeit, die Fundationssteifigkeit, die Fundationsdämpfung und die Strukturdämpfung des Gebäudemodells. Zusätzlich definierte die CEA die lognormale statistische Verteilung und die Ver­ teilungseigenschaften der Modellparameter. Diese Informationen wurden von jedem Team verwen­ det, um die 50 Modelparametersets für die 50 line­ aren und die 50 nichtlinearen Zeitverlaufsberech­ nungen zu generieren. Das ENSI Team verwendete dazu die RND Funktion in MS Excel und berücksich­ tigte, dass die Sets statistisch unabhängig und an die gewünschte Zielverteilung angepasst sein mussten, als Beispiel siehe Abbildung im Projektbe­ gleiterbericht. Für die Berechnung der Verletzbar­ keitskurven wurden, gemäss den Vorgaben der

Methode verwendet. Dabei wird den Ergebnissen

CEA, zwei Schadenindikatoren berücksichtigt: die

der 50 Berechnungen in einer «Cloud Analysis»

Stockwerkschiefstellung (Storey Drift) und der Ei­

eine Regressionsgerade im doppeltlogarithmischen

genfrequenzabfall (Frequency Drop). Für jeden

Diagramm mit dem seismischen Indikator (Θ) auf

Schadenindikator waren drei Schadensgrenzen

der Abszisse und dem Schadenindikator (Y) auf der

vorgegeben; die erste für leichte Schäden, die

Ordinate eingepasst. Daraus folgen die Geraden­

zweite für kontrollierbare Schäden und die dritte

parameter Steigung b und Ordinatenabschnitt a.

für erhöhte Schäden. Als seismische Indikatoren für

Der Mittelwert der Kapazität Am (Mean Capacity)

die Stärke der Erdbebenanregung dienten fol­

kann damit für jede Schadengrenze (s) berechnet

gende Parameter: die «Peak Ground Acceleration»

oder direkt aus dem doppeltlogarithmischen Dia­

(PGA), die «Cumulative Absolute Velocity» (CAV)

gramm abgelesen werden. Weiterhin ergibt sich

und die «Average Spectral Acceleration» (ASA40),

die logarithmische Standardabweichung σ der

siehe [4].

Schadenindikatorwerte bezogen auf die Regressi­

Die

Verletzbarkeitskurve

zeigt

die

bedingte

onsgeraden. Es gelten folgende Beziehungen:

Versagenswahrscheinlichkeit Pf, d.h. die Wahr­ scheinlichkeit, dass bestimmte Grenzwerte von Schadenindikatoren (Y) wie vorgegebene Stock­ werkschiefstellungen oder Eigenfrequenzabfälle

Um die Zuverlässigkeit der verwendeten, linearen

bei einem bestimmten seismischen Indikator θ er­

Regressionsmodelle zu eruieren, ermittelte SPI für

reicht werden. Der Indikator θ entspricht z.B. den

jede lineare Regression (siehe Abb.12) das Be­

Parametern PGA, CVA und ASA40. Für die Ermitt­

stimmtheitsmass R2 (Coefficient of determination).

lung der Verletzbarkeitskurven wurde vom ENSI

Je näher der Parameter R2 bei 1 liegt, desto zuver­

Team eine, von der CEA vorgegebene, vereinfachte

lässiger ist die entsprechende lineare Regression.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

187

Abb. 12: Lineare Regression (Seismischer Indikator: ASA40, Schadenindika­ tor: Stockwerkschief­ stellung), Quelle: SPI.

Die Ergebnisse sind in der Abb. 13 dargestellt. Das lineare Regressionsmodell zeigt sich als relativ zu­ verlässig, wenn die Stockwerkschiefstellung als Schadenindikator verwendet wird (grüne, gelbe und orange Zellen). Wird jedoch der Eigenfre­ quenzabfall als Schadensindikator verwendet (rote Zellen), ist die Güte der linearen Regression relativ schlecht. In der Abb. 14 sind die Verletzbarkeitskurven aus den linearen und den nichtlinearen SAP2000 Be­ rechnungen bei der Stockwerkschiefstellung in der

Abb. 13: Bestimmtheitsmasse der linearen Regressionen R², Quelle: SPI.

x­Richtung als Schadenskriterium und bei der PGA in der x­Richtung als seismischen Indikator darge­ stellt. Es ist zu sehen, dass die Verletzbarkeitskur­ ven aus den nichtlinearen Berechnungen eine hö­ here Versagenswahrscheinlichkeit aufweisen als die Verletzbarkeitskurven aus den linearen Berech­ nungen. Dies ist mit dem «Prinzip der gleichen Ar­ beit» erklärbar. Gemäss diesem Prinzip erfahren sich nichtlinear verhaltende Bauten mit Eigenfre­ quenzen im Bereich von rund 2 bis 10 Hz, was auf Kernkraftwerkbauten zutrifft, grössere Verformun­ gen als die äquivalenten, sich vollständig linear ver­ haltenden Bauten gleicher Eigenfrequenzen. Die

Abb. 14: Verletzbarkeitskurven, Stockwerkschief­ stellung und PGA in der x­Richtung, Quelle: B&H.

Stockwerkschiefstellung hat sich als ein gutes Scha­ denskriterium erwiesen. In der Abb. 15 sind die Verletzbarkeitskurven aus den nichtlinearen SAP2000 Berechnungen beim Ei­ genfrequenzabfall der ersten Eigenfrequenz (Mode M1) und der zweiten Eigenfrequenz (Mode M2) als Schadenkriterium und beim mittleren PGA (Mittel­ wert des PGA in der x­ und des PGA in der y­Rich­ tung) als seismischer Indikator dargestellt. Da die Eigenfrequenzabfälle sehr stark von der Auswer­ tungsmethode abhängen, stark streuen und keine gute Korrelation mit den seismischen Indikatoren zeigen, liegen die Verletzbarkeitskurven für alle Schadensgrenzen relativ eng beieinander und sind

188

relativ flach. Damit stellt der Eigenfrequenzabfall Abb. 15: Verletzbarkeitskurven, Eigenfrequenzabfall und mittleres PGA, Quelle: B&H.

im vorliegenden Fall kein brauchbares, zuverlässi­ ges Schadenkriterium dar.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Nationale Zusammenarbeit

gramme und Berechnungsmethoden sowie falsche Annahmen in deren Anwendung eruiert und do­

Am Benchmarkprojekt SMART 2013 hat aus der

kumentiert werden. Das Projekt SMART 2013

Schweiz die Firma Basler & Hofmann AG (Zürich) in

wurde im November 2014 mit dem Workshop in

Zusammenarbeit mit dem ENSI teilgenommen.

Paris abgeschlossen. Es ist seitens ENSI jedoch an­ gedacht, die berechneten Resultate bzw. die Resul­

Internationale Zusammenarbeit

tate der CEA Versuche noch weiter unter Berück­ sichtigung anderer Fragestellungen auszuwerten. Unter anderem geht es um die Verifizierung der

Das Projekt SMART 2013 ist ein internationales

gängigen Nachweismethoden und um die Plausi­

Forschungsprojekt, an dem 36 Teams aus 21 Län­

bilisierung der Resultate aus den nichtlinearen Be­

dern und 4 Kontinenten beteiligt waren. Es hat ei­

rechnungen. Zudem sind Publikationen für wissen­

nen internationalen Wissens­ und Erfahrungsaus­

schaftliche Konferenzen in Vorbereitung.

tausch ermöglicht und die Zusammenarbeit zwischen Erdbebenspezialisten mit unterschiedli­ chem beruflichem und fachlichem Hintergrund ge­

Publikationen

fördert. Mit der Teilnahme am abschliessenden

[1]

I. Sevdali, M. Billmaier, Y. Mondet, T.

SMART 2013 Workshop im November 2014 in

Szczesiak, U. Bumann: ENSI Team 1: Challen­

Paris hatten die Teams eine einzigartige Möglich­

ges faced during the modelling and dynamic

keit, ihre Arbeit im internationalen Umfeld zu prä­

analysis with SAP2000 using nonlinear laye­

sentieren und Feedback von anderen Fachleuten

red shell elements, Workshop SMART 2013,

zu bekommen. Zudem hat sich den Teilnehmern

Paris, 25–27.11.14

die Gelegenheit geboten, internationale Beziehun­

[2]

R. Zinn, M. Borgerhoff, C. Van Exel, T.

gen zu anderen Erdbebenspezialisten aufzubauen.

Szczesiak, U. Bumann: ENSI Team 2: Challen­

Im ENSI Team hat die Firma Stangenberg und Part­

ges faced during the modelling, dynamic

ner Ingenieur­GmbH aus Deutschland (Bochum)

analysis and vulnerability study with SOFiSTiK

teilgenommen. Durch die enge Zusammenarbeit

using nonlinear layered shell elements, Work­

und gegenseitige Unterstützung zwischen den

shop SMART 2013, Paris, 25–27.11.14

Erdbebenspezialisten von SPI, B&H und ENSI wur­ den zahlreiche Schwierigkeiten überwunden, fach­ spezifische Fragen beantwortet und wertvolle Er­ kenntnisse gewonnen.

Referenzen [3]

Bewertung 2013–2014 und Ausblick 2015

Internetseite des internationalen Forschungs­ projekts SMART 2013, www.smart2013.eu

[4]

B. Richard, T. Chaudat: Presentation of the SMART 2013 International Benchmark, CEA

Die seitens des ENSI Teams gesetzten Projektziele

Specification Technique DEN/DANS/DM2S/

für die Jahre 2013 und 2014 wurden sehr gut er­ füllt. Das ENSI Team war eines von wenigen Teams,

SEMT/EMSI/ST/12­017/H, 04.09.2014 [5]

B. Richard, M. Fontan, J. Mazars: SMART

das alle vier Phasen des Forschungsprojekts SMART

2013: overview, synthesis and lessons learnt

2013 erfolgreich bearbeitet hat und hochwertige

from the International Benchmark, DEN/

Ergebnisse geliefert hat. Die erworbenen Kennt­

DANS/DM2S/SEMT/EMSI/NT/14­037/A,

nisse und Erfahrungen bezüglich der Durchfüh­

18.11.14

rung von nichtlinearen Analysen und Verletzbar­ keitsstudien

werden

für

die

[6]

ASN, Prise en compte du risque sismique à la

zukünftige

conception des ouvrages de genie civil

Aufsichtstätigkeit des ENSI wichtig sein. Von be­

d'installations nucléaires de base à l'exception

sonderer Bedeutung ist die Tatsache, dass das ENSI

des stockages à long terme des déchets ra­

Team beim Projekt SMART 2013 Computer­Pro­

dioactifs, ASN/Guide/2/01, 2006

gramme und Berechnungsmethoden verwendet hat, die auch von den Betreibern der Schweizer Kernkraftwerke verwendet werden. Somit könn­ ten Nachteile und Einschränkungen der Pro­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

189

STARS Safety Research in relation to Transient Analysis of the Reactors in Switzerland

Author and Co­author(s)

Hakim Ferroukhi, O. Zerkak, A. Vasiliev and Project Team

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

CH­5232 Villigen PSI

Telephone, E­mail, Internet address

056 310 4062, [email protected] http://www.psi.ch/stars

Duration of the Project

1.1.2013–31.12.2015

ABSTRACT

towards FALCON/GRSW­A modelling of fuel

During 2014, progress was achieved with

restructuring effects during high temperature

regards to most of the goals and of particular

irradiation and to achieve through this, more

relevance is that STARS provided scientific sup­

reliable interpretations of fuel licensing and

port to ENSI in all the various technical areas,

safety analyses. A consolidation of the FAL­

including realisation of reload licensing verifi­

CON/GRSW­A base irradiation methodology

cations for all the Swiss reactors. On the plant

was also launched with the aim at integrating

behaviour side, the establishment of a consoli­

better physical models related to fast neutron

dated platform for reference TRACE plant sys­

flux and to fission gas trapping. On the multi­

tem methodologies along with integrated

physics side, first steps towards the COBALT

databases for code/method validation was

loop aimed at integrating reference plant/core/

started. Also, the OpenFOAM solver was intro­

fuel methodologies with TRACE/S3K transient

duced for the development of Swiss plant spe­

analyses were undertaken. A new external

cific models and a first validation of this open

coupling mode between TRACE and S3K was

source code against real LWR experimental

also developed in order to diversify the core

mixing tests was also performed. Regarding

thermal­hydraulics solvers. Regarding uncer­

core physics, the assessment of SIMULATE­5

tainty analysis, the STARS TRACE solution to an

for the Swiss reactors and the establishment of

OECD/NEA benchmark on LOCA reflood simu­

nTRACER as next­generation 3­D core simula­

lations was ranked among the top participants

tor were launched. As well, research continued

with regards to bounds on experimental data.

on the development of a hybrid stochastic/

For nuclear data, the SHARKX methodology

code

was updated with a novel approach to propa­

sequence and of pin cell homogenization

deterministic

Serpent/SIMULATE

gate fission yields uncertainties and a first

methods. Also, progress was achieved regard­

assessment against experimental data was per­

ing the validation and/or application of SIMU­

formed. Finally, efforts were continued on the

LATE­3K for core dynamics, including an

verification of global sensitivity analysis meth­

assessment of the code capabilities for critical

ods to evaluate major contributors to the pre­

heat flux calculations during flow transients.

dicted uncertainty in safety relevant thermo­

For fuel behaviour, efforts were invested

mechanical results.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

191

Project goals

Water­Reactors (LWR) with emphasis on best­esti­ mate safety analyses with uncertainty quantifica­

The STARS collaboration with ENSI aims at scien­

tions for the Swiss reactors. Within this framework,

tific support and research related to multi­physics

the objectives for 2014 were as follows.

multi­scale modelling and simulations of Light­

Table 1: Goals 2014

Trace modelling and analyses for the Swiss reactors

tulated single failures. As part of this, several sen­

During 2014, parallel efforts were conducted in

mine the impact from basic analysis assumptions

revising the fleet of TRACE models while providing

(e.g. pressurizer spray, valve failure, decay heat).

ENSI with scientific support. For KKG, these efforts

Modelling requirements were also investigated,

were focused on setting­up a TRACE methodology

including for instance a study of the SG tube break

for SGTR simulations and analyse on this basis, the

model (Fig.1, top) in order to evaluate the results

plant behaviour including e.g. primary and second­

without and with account of flow wall friction

ary side coolant releases as function of various pos­

through the ruptured tube (Model 1 and Model 2

sitivity studies were conducted in order to deter­

respectively in Fig.1, top). As for the KKL TRACE Figure 1:

192

Top: KKG SGTR: Sensitivity of (Relative) Break Flow to SG Tube Break Nodalization; Bottom: KKL Turbine Trip Test: Sensitivity of (Relative) Turbine Inlet Pressure upon Steam Line Modelling Assumptions

model, the feedwater system­ and the steam line models were both revised. The latter now includes 4 steam lines, bypass and steam header, all explic­ itly modelled. These updates were verified through an assessment of turbine inlet pressure results for a turbine trip test (Fig. 1, bottom). The revised KKL steam line model better captures the very early pressure maxima/minima, compared to plant data. The poorer agreement after 504s hints at errors compensation in the previous model, with a coarser nodalization and an ad­hoc WAZU model resulting in better results.

Assessment and validation of TRACE against STF and ITF experiments To establish an inventory of «separate­effect» tests analyzed within the STARS project, a scheme was developed to fulfill essentially the following func­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 2: Structure of the TRACE V&V Platform for Separate Effect Tests database

Figure 3: COBRA­TF void fraction results at exit of the BFBF test bundle Top: Results for 3 selected tests – Bot­ tom: Morris screening for test 4101­58

tions: identify the thermal­hydraulics phenomena

ments» level. The «Input/Output» level is confined

involved in the performed assessments; provide the

to the code files. As an application, experiments

data characterizing the code simulations and asso­

used for the post­dryout heat transfer assessment,

ciated test facilities, develop scripts to execute

based on eighteen experiments obtained from four

series of code simulations, automatically covering

test facilities have been used as testing ground, the

the array of test facilities of interest, while being

results (plots and basic statistics) being automati­

amenable to scripting expansion and integration in

cally compiled in a single document.

a broader environment. And in order to meet these objectives, a well­defined information flow

Sub-channel analyses

sequence was developed (Fig. 2). Essentially, the

During 2014, the assessment of COBRA­TF for

approach is «phenomena­driven», characterized by

sub­channel analysis was consolidated using

the use of double indices to utilize the phenomena

OECD/NEA BWR Full­size Fine­mesh Bundle Test

interconnectivity. Concomitantly, a simple inventory

(BFBT) boiling tests data (Fig. 3, top). To extract and

of the test performed can be obtained at the «Test

compare the relevance to void prediction of differ­

Facilities» level, and the conducted individual

ent model input parameters, a sensitivity analysis

experimental runs can be consulted at the «Experi­

was performed using the Morris screening and

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

193

FAST methods (Fig. 3, bottom). The parameters

place downstream of the core formers as a result

included boundary conditions (pressure, mass flow

of flow instabilities.

rate, power and inlet temperature), geometry (sub­ ing, void drift, heat transfer and interfacial drag).

Validation of CFD solvers for high-fidelity safety analyses

Among other things, the analysis of the 3 selected

During 2014, a validation campaign of STAR­

tests indicated that the void sensitivity to the

CCM+ was conducted based on experimental

selected parameters would differ as function of the

measurements performed at the Juliette test facil­

location within the heated bundle. More precisely,

ity. The aim was to evaluate the RANS based capa­

the void results at the corners for the tests at high

bilities to capture coolant mixing distributions in

pressure (71.6 bar) were found to be very sensitive

the downcomer and at the core inlet for several

to the void drift model of the interfacial drag

loop flow configurations. In Fig. 5, the central plot

whereas the inner sub­channels were more

shows the complete geometry in transparency

affected by boundary conditions such as inlet tem­

with streamlines from cold leg 4 (CL4) coloured by

perature and pressure. The impact of the heat

the velocity magnitude and also the passive scalar

transfer coefficient (nucleate boiling) was also

fields in half domain. On the left of Fig. 5, the

found to vary significantly across the test section.

comparison of the numerical and experimental

channel area) and code methods (two phase mix­

pressure loads at the upper core barrel is presented.

Development of CFD models for the swiss reactors

On the right, the distribution of the passive scalar

Work in 2014 on the CFD modelling of the KKG

CL2). From these analyses, it was found that an

reactor downcomer and core bypass flows made

appropriate modelling of the swirl at the inlet

significant progress towards better understanding

boundary condition and the turbulent Schmidt

the detailed vessel flow behaviour. The model

number are crucial for accurate predictions. Future

geometry is based on a KKG solid model that was

developments include the widening of the valida­

started to be developed in 2013. OpenFOAM was

tion test matrix and the development of an effi­

chosen for the CFD analysis because this opens up

cient methodology to provide accurate validated

the possibility for future developments such as

mixing matrices at the CI as input for system T­H

one­way or two­way coupling with TRACE. The

simulation models.

at the core inlet (CI) is shown (tracer injection from

CFD model will also be used to derive pressure cal load information or simply calibrate the TRACE

Core modelling of the Swiss reactor and reload licensing verifications

model K­factor input parameters. And initial

Taking advantage of the CMSYS platform, STARS

results for nominal operation have already high­

conducted for the first time, independent reload

lighted important phenomena (Fig. 4). For

licensing verifications for all the Swiss 2014–2015

instance, large stagnant recirculation regions in

core designs. These verification analyses were all

the downcomer have been identified directly

completed within the limited licensing period and

below the cold legs. Further, CFD analysis of the

consisted in the development of predictive core

core bypass flows has shown that the bypass flow

models to evaluate safety parameters relevant to

is not fully turbulent, with vortex shedding taking

both normal operation as well as transients. To

distributions in order to derive relevant mechani­

194

Figure 4 (left): Velocity Magnitude Distribution in KKG RPV from Cold Leg Nozzles to Core Inlet (OpenFOAM)

Figure 5 (right): Validation of CFD for MSLB using JULIETTE Mixing Tests (STAR­CCM+)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 6: PWR Core Licensing Verification with Assessment of Nuclide Evolutions during Intermediate Shutdown along with Estimated Uncertainties due to Nuclear Data

Figure 7:

ensure a certain redundancy in the verification

Serpent/SIMULATE Code Sequence and Verification for BWR Core Axial Power Distributions

results, two lines of models based on CASMO­4 and CASMO­5 were systematically applied. And for one of the reactors, the impact of an interme­ diate shutdown initially planned for system upgrades was also evaluated. Here, of particular interest was the evolution of nuclides and their impact on the reactivity balance as well as core kinetics parameters during start­up. A nuclear data uncertainty quantification using the SHARKX methodology was integrated as part of this, some­ thing constituting thereby a first time application of this methodology for a regulatory support activ­ ity. Considering cross­section as well as decay data uncertainties, the estimated uncertainties in spe­ cially

Pu and

239

Sm compositions were found to

149

be small (Fig. 6), providing thereby further confi­

lattice data to SIMULATE­3 (Fig. 7, top) and a veri­

dence in the conclusion that the maintenance

fication was conducted for a cycle depletion. Prin­

shutdown would not have any major effect neither

cipally, it was found that a reasonable agreement

at restart nor during the remaining part of cycle

in reactivity could be obtained between Serpent/

operation.

SIMULATE and CASMO/SIMULATE. The same was found for 3­D power distributions (e.g. Fig. 7, bot­

Hybrid 2-D stochastic/3-D deterministic core analysis methodology

tom) apart from the core peripheries where differ­

Considering the advances in Monte­Carlo (MC)

ficients. However, a non­negligible impact from

methods for LWR applications, one objective of

stochastic uncertainties was observed in the Ser­

STARS is to evaluate the use of MC codes to gener­

pent XS results, prompting the need to carefully

ate nuclear data libraries for downstream 3­D core

study and further optimise the number of histories.

ences are most likely related to the diffusion coef­

simulators. On this background, the development of a hybrid stochastic lattice / deterministic core

Higher-order 3-D full core analysis methods

two­step sequence based on the Serpent/SIMU­

To achieve higher fidelity 3­D core simulations at

LATE­3 codes was initiated for BWR analyses. To

the resolution of individual fuel pins, efforts are on­

overcome the high MC computation costs, a sim­

going for the deployment of higher order core

plified case matrix of base depletion and instanta­

analysis methods. First, the transition to SIMU­

neous feedback branches was first implemented.

LATE­5 for the Swiss reactors was initiated during

The predicted reactivity as well as selected few­

2014. Secondly, the establishment of the nTRACER

group nuclear data was then compared to CASMO­

3­D pin­by­pin transport code designed for »direct

5, showing an overall agreement below 1% except

one­step core calculations» was launched. Focus

for diffusion coefficients. Next, the «SerpL» inter­

was given to the code scalability on High­Perfor­

face was established to transfer the Serpent 2­D

mance­Computers (HPC) for increasingly complex

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

195

computational domains. The CPU performance

Reactor dynamics and BWR stability

related to each of the main physical/numerical

For 3­D reactor core dynamics, the SIMULATE­3K

methods was studied in order to identify where a

(S3K) coupled neutronics/thermal­hydraulics (T­H)

stronger parallelization could reduce the CPU costs

code is the primary solver employed by STARS.

(e.g. Fig. 8, left). Third, an intermediate approach

During 2014, one main activity was to assess the

based on pin­homogenised solvers is also under

code capabilities for BWR flow transients (Fig. 9).

investigation. Here, the challenge is to complement

Using a plenum­to­plenum core model, verifica­

the few­group nuclear data libraries with informa­

tions against separate independent analyses were

tion needed by the 3­D core simulator to handle

first carried out, showing a rather satisfactory

flux/current discontinuities at the pin­cell interfaces.

qualitative as well as quantitative agreement of

One approach based on Superhomogenization

the predicted core response. On that basis, an in­

(SPH) factors was thus established and tested for

depth investigation of the transient phenomenol­

nTRACER analyses in pin­cell homogenised mode.

ogy was carried out. Among other things, this

The SPH algorithm (Fig. 8, top right) was shown to

showed that the dynamical effects between fuel

improve significantly the nTRACER accuracy when

heat transfer to coolant and void reduction will

compared to a CASMO reference solution (Fig.8,

play a central role for the predicted power

bottom right) but challenges remain especially for

response. Thereby, the accuracy will highly

the first pin rows of e.g. MOX/UO2 interfaces.

depend on the T­H solver capabilities regarding superheated steam generation and dynamical

Figure 8: CPU Performance of nTRACER Methods with CMFD Thread Optimi­ zation (Left) – CASMO/ SPH Algorithm and Application to nTRACER Pin­by­Pin Analyses of MOX/UO2 Configurations (Right)

Figure 9: 196

S3K Evaluation of Flow Transients

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 10: PSI S3K Solution to OECD/NEA Oskarsham­2 Benchmark

Figure 11: Recursive Restart Methodology for Fuel Restructuring

momentum effects between the vapour­ and liq­

Fuel restructuring and clad lift-off

uid phases. Local compressibility effects might

A very high­temperature (VHT) irradiation is

also take place which if not properly accounted

known to produce a local restructuring of the

for by the T­H solver, could lead to a strong under

fuel which eventually results in void formation at

(or over) estimation of the transient power

the centre of the pellets. The occurrence of such

increase rate. Finally, analyses in the entire oper­

central hole formation is very unlikely in LWRs

ating domain showed that the transient evolu­

because of the strict limits on the linear­heat gen­

tion would also be highly dependent on the initial

eration rate. Consequently, simulations of these

steady­state coupled axial power/void distribu­

phenomena were so far out of the scope of the

tions.

STARS fuel behaviour analyses using the FALCON

Another S3K activity was to participate in the

code coupled with the GRSW­A model for gas

OECD/NEA Oskarshamn­2 (O2) international

release and swelling. However, licensing calcula­

benchmark aimed at a combined feedwater

tions for fuel reliability and safety are usually

transient and stability event which occurred at

based on hypothesized challenging operational

the O2 plant. An S3K model was thus developed

modes including assumptions on VHT during irra­

to analyse Phase­1 of the benchmark and the

diation. Therefore, to conduct independent veri­

entire transient including the stability event

fications of licensing analyses submitted for a

could be well reproduced (Fig. 10) provided that

new fuel performance code and which included

the recently corrected benchmark specifications

VHT irradiation cases, it was considered neces­

on the feedwater temperature were applied.

sary to implement a methodology to integrate

Without activating SCRAM, the PSI S3K analyses

these fuel restructuring effects in the FALCON/

indicated a return to a stable state after reaching

GRSW­A calculations. First, a model to update

a maximum power amplitude. As well, the S3K

the finite­element mesh as function of central

analyses showed that if the feedwater flow and

hole formation was developed. Secondly, a recur­

temperature had suddenly been stabilized

sive restart technique was implemented to adapt

before SCRAM, the core would have behaved

the mesh during irradiation (Fig. 11). On this

very differently and with a very high sensitivity

basis, the impact on important phenomenon

upon when this stabilization would have

such as pellet swelling rate could be studied and

occurred. Within a 10­second period, the core

a strengthened interpretation of the licensing

could have either continued to oscillate but with

analysis results regarding e.g. peak fuel tempera­

much higher amplitude or it could have evolved

ture or PCMI loadings during ramps, could be

into a limit cycle, indicating a crossing through a

achieved. This new fuel restructuring methodol­

supercritical Hopf bifurcation of the stability

ogy was also used to investigate the licensing

boundary.

criteria applied for clad­lift off related failures.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

197

According to the FALCON/GRSW­A results, it

active fuel stack and due to pellet­clad bonding,

appears that these criteria might be too conser­

was launched. The concept is to first calculate the

vative. More specifically, it was found that the

total amount of FG release with FALCON/GRSW­A

pellet­cladding gap would start growing (Fig. 12)

and to correlate thereafter, the amount of trapped

well before onset of cladding failure was indi­

gas and thus released gas to the plenum (Fig. 13)

cated by all the available failure­related variables

as function of the calculated fuel­clad contact

in FALCON such as e.g. the Cumulative Damage

pressure history and total FG release.

Index (CDI). An alternative analysis was per­ formed by imposing a gradual linear increase of

Multi-Physics

the rod internal pressure in the FALCON calcu­

The coupled TRACE/S3K code system is aimed at

lation. With this approach, the condition for clad­

being the central pillar for best­estimate multi­

ding failure onset was analytically established and

physics 3­D core/plant system transient analyses.

turned out to be as high as ~15 MPa. And this

But its application for the Swiss reactors is chal­

level of pressure difference agrees rather well with

lenging not only because of numerical coupling

experimental findings of a BWR lift­off test carried

related issues but specially because it requires the

out at the Halden reactor and with the FALCON/

integration of robust and rigorously qualified

GRSW­A validation results obtained for this test.

upstream plant/core/fuel methodologies (code, model and physical/numerical methods). During

Development of models for fragmentation, relocation and dispersal

2014, a new strategy towards this objective was

A PhD thesis aimed at the development of models

full core LOCA analyses. On the one hand, the con­

for Fuel Fragmentation, Relocation and Dispersal

struction of plant management systems (PMSYS)

(FFRD) during thermal transients and LOCAs is cur­

and fuel management systems (FMSYS) in analogy

rently on­going within STARS. As part of this, a

with the established CMSYS platform were started.

simplified «gamma transport model» was devel­

For FMSYS, first modules for coupling with CMSYS

oped in order to interpret fuel ejection and fuel

were developed for FALCON base irradiation based

Pu sensitive gamma

on assembly/pin wise operating history recon­

decaying isotopes found in the spectrum of gamma

structed from the validated core models. On the

scans of fuel rods that were subject to LOCA tests

other hand, the «COBALT Loop» for integral TS3K

at the Halden reactor. Also, emphasis was given to

analyses was launched (Fig. 14) and the first

consolidate the FALCON/GRSW­A methodology

modules were set­up a) to initialize the TRACE

for base irradiation. First, studies were initiated

channel­ and power components with cycle/bur­

towards overcoming an eventual limitation in the

nup and operating point specific core 3­D distribu­

conventional FALCON calculation approach which

tions; b) to set-up the TRACE heat structures with

relies on a constant ratio between fast and thermal

burnup dependent thermo­mechanical data; c) to

fluxes and which may be inadequate for BWRs

implement a completely revised steady­state initial­

relocation by considering

198

launched among other things in the perspective of

239

because of strong axial void effects. Furthermore

ization procedure in order to strengthen robust­

and as preparation to a LOCA transient simulation,

ness and convergence of the TRACE models.

the development of a model aimed at estimating

Regarding TS3K itself, an alternative numerical

the amount of trapped fission gas (FG) along the

coupling scheme to the internal coupling mode

Figure 12: Prediction of Clad Lift­Off based on Gap Opening and onset of CDI Indication for Failure

Figure 13: FG Release during base irradiation

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 14: COBALT Loop for Model Coupling and TRACE/S3K Steady­ State/Transient Analyses

Figure 15: Internal Coupling

External Plenum (Parallel) Coupling

used so far (Fig. 15, left) was developed. With this

and indicate that the scheme is operational as

new coupling scheme, the underlying concept is to

intended for transients not involving reverse flows.

use S3K for both core neutronics and thermal­

However, no gain in CPU efficiency has been

hydraulics while TRACE now handles only the sys­

observed and further studies are required to com­

tem T­H. Through this, one intention is to over­

pare in more details both coupling modes for vari­

come the necessity to group the core T­H channels

ous types of BWR and PWR transients.

for long transient simulations or for uncertainty analyses. Another objective is to achieve diversified

Uncertainty and sensitivity analysis

core T­H solvers in order to better understand if the

A major activity of STARS is to develop methodolo­

underlying reasons for predicted complex core

gies for uncertainty quantification (UQ) and sensi­

behavior phenomena could be related to the T­H

tivity analysis (SA) aimed at multi­physics multi­

solution scheme. The new scheme developed

scale best­estimate safety analyses. Evidently, this

along these principles (Fig. 15, right) is referred to

requires that such UQ/SA methods be first devel­

as external and/or plenum coupling since TRACE

oped for each technical area, i.e. plant T­H, core

and S3K now exchange T­H data at the core exit/

physics as well as fuel behavior, and this was con­

inlet. However, compared to classical external cou­

tinued during 2014. Regarding T­H, the UQ study

pling schemes, a parallel approach was imple­

for TRACE simulations of LOCA reflood continued

mented with TRACE maintaining a simplified core

with the completion of the STARS contribution to

T­H model in order to ensure T­H convergence at

the PREMIUM benchmark. In this context, the

the boundaries between core and system. At this

blind­test results from STARS on 6 Pericles reflood

stage, preliminary verifications have been made

tests were ranked with 4 other participants (out

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

TRACE/S3K Internal Coupling Approach (Left) and new External Coupling Scheme (Right)

199

Figure 16:

two fission fragments per fission. As well, other

Blind Uncertainty Quantification of Pericles RE0080 Test using TRACE

constraints like charge and mass conservation have to be fulfilled between the states before the fission process {incident neutron and target nucleus} and after {emitted neutrons and fission products}. A methodology using a mathematical projector to add those constraints into the Variance­Covariance Matrix (VCM) has been implemented to the SHARKX tool. To verify this updated methodology, the uncertainties in nuclide compositions due to nuclear data and their various constituents were estimated on the basis of comparisons with exper­ of 17) in the top category «results well bounded».

imental data from a Swiss spent fuel sample (Fig.

Fig. 16 shows the verification of the Monte­Carlo

17). Further assessment is under progress through

envelop for the rod temperature of one of the

participation to Phase 2.2 (BWR/PWR fuel assembly

blind­tests, assuming 34 parameters and PDFs

depletion) of the OECD/NEA UAM benchmark.

selected through in­house expert judgement and preliminarily validation using open data (Feba) from PREMIUM. The main contributors to the UQ were

National Cooperation

identified by sensitivity analysis using Morris screen­ ing: the interfacial drag and wall heat transfer mod­

To carry out its research and scientific support

els for dispersed flow film boiling and the spacers

activities, the STARS project collaborates with ENSI

heat transfer enhancement model. Finally, Func­

as well as with swissnuclear and NAGRA for opera­

tional Data Analysis (FDA) was employed to extract

tional and waste management issues. The project

the first 3 modes accounting for 90% of the vari­

also collaborates with other PSI laboratories as well

ability: the amplitude of the temperature rise

as with the Swiss federal polytechnic institutes

(50%), the slope (concavity) of the decreasing

ETHZ/EPFL for the elaboration and supervision of

phase down to quenching (35%) and the quench

MSc and/or PhD theses as well as for the realisation

temperature (5%).

of courses for the Nuclear Engineering Master Pro­

On the side of nuclear data, a new approach to

gram including «Special Topics in Reactor Physics»

treat fission yield uncertainties with the CASMO­5

and the «Nuclear Computation Laboratory» course

code was developed based on the concept of nor­

on reactor simulations.

malization and respecting physical constraints dur­ ing the yield perturbation process. Indeed, as two fission product per fission are considered, when a fission yield is perturbed (increased or decreased) another one should be perturbed too (respectively decreased or increased) in order to keep a total of 200 Figure 17: Nuclide composition relative uncertainty due to cross­sections (XS), Decay constants (DC) and Fission Yields (FY) without any normalization (No Norm), normaliza­ tion to two fission pro­ ducts (Norm to 2) nor­ malized (Norm) and normalized with 3% uncertainty for the U­235 to I­133 fission yield.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

International Cooperation

sion activities and the further participation to a RIA fuel code benchmark were not started since after

At the international level, the project collaborates

replacement, higher priority was given to the con­

with international organisations (OECD/NEA, IAEA)

solidation of reference methodologies as well as to

as part of working/expert groups as well as through

the transition to the new Falcon V1 code. As most

international research programs. The project also

of these objectives remain valid, the perspectives

collaborates with the Finnish regulatory body STUK

for 2015 are specified in Table 2.

as well as other technical safety organisations of the ETSON network and with other research organ­ isations, on the one hand through e. g. the EU 7th

Publications

FP NURESAFE project and on the other hand, through bilateral cooperations. During 2014, such

[1]

I. Clifford. ENSI On­Call 2014: Analysis of

bilateral cooperations were established with Seoul

Steam Generator Tube Rupture (SGTR) Acci­

National University for the development and valida­

dent for Kernkraftwerk Gösgen (KKG). PSI

tion of the nTRACER code. As well, the STARS proj­

Technical Report TM­41­14­11, 2014

ect entered a collaboration with EPRI to become

[2]

part of the Falcon V1 code development team.

I. Clifford, O. Zerkak, A. Pautz. Post­test Analysis of OECD/NEA ROSA­2 Test 4 using TRACE. Proc. of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics,

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

Operation

and

Safety,

NUTHOS­10,

Okinawa, Japan, December 14–18, 2014 [3]

Y. Aounallah. Assessment of TRACE against

During 2014, progress was achieved with regards

Single­Tube Post­Dryout Heat Transfer Exper­

to most of the goals and of particular relevance is

iments. Proc. of the 10th International Topical

that STARS could provide scientific support to ENSI

Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics,

in all its various technical areas. However, multi­

Operation and Safety, NUTHOS­10, Okinawa,

assembly sub­channel modelling was not started

Japan, December 14–18, 2014

because it was considered of higher priority to con­

[4]

15, 2014

assessments with sensitivity analyses. Also, the intended validation of S3K against RIA experiments

A. Epiney. KKL TRACE MODEL 2014: Feed­ water Lines. PSI Technical Report TM­41­14­

solidate and complement the single­assembly [5]

A. Epiney, O. Zerkak. WP1.2 Higher­resolu­

could not be launched, partly because higher

tion PWR MSLB simulation D12.22 – FLICA4

emphasis was given to operational and flow tran­

input models for PWR MSLB analysis. PSI/

sient analyses. Finally, due to the the departure of

NURESAFE Report D12.22, 2014

a scientist in the fuel area, the clad oxygen diffu­

Table 2: Perspectives 2015

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

201

[6]

A. Epiney, O. Zerkak, A. Pautz. Uncertainty­

[18] H. Perrier. Development of a Hybrid Deter­

and Sensitivity Analysis of COBRA­TF for the

ministic/Stochastic Depletion Scheme. PSI/

Simulation of Selected OECD/NRC BFBT Void

[7]

[19] L. Rossinelli, M. Hursin. H. Ferroukhi,

Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydrau­

A. Pautz. Neutronic Data Generation for BWR

lics, Operation and Safety, NUTHOS­10, Oki­

Models, Comparison OF SERPENT and

nawa, Japan, December 14–18, 2014

CASMO­5. Proc. American Nuclear Society

Z. Linglan, R. Puragliesi. Assessment of a

2014 Student Conference, PSU, Pennsylva­

STAR­CCM+ model for EPR/JULIETTE coolant mixing tests at stationary conditions. PSI [8]

[9]

nia, USA, April 3–5, 2014 [20] L. Rossinelli. Coupling of SERPENT and SIMU­

Technical Report TM­41­14­08, 2014

LATE­3 for BWR full core simulations. PSI/

Q. Zhou. Validation and Verifcation of Open­

EPFL Master Thesis Report, 2014

FOAM CFD Tool for Buoyancy Driven Turbu­

[21] P. Mala, S. Canepa, H. Ferroukhi, A. Pautz.

lent Mixing Problems in a Reactor Pressure

Effects of Advanced Radial Submeshing

Vessel. PSI/EPFL Master Thesis Report, 2014

Methods on Pin Power Reconstruction for an

R. Puragliesi, O. Zerkak and A. Pautz. Assess­

EPR Core Design. Proc. Int. Conf. Reactor

ment of CFD URANS Models for Buoyancy

Physics, PHYSOR2014, Kyoto, Japan, Sep­

Driven Mixing Flows Based on ROCOM

tember 28–October 3, 2014

Experiments. Proc. of the 10 International

[22] A. Dokhane, H. Ferroukhi, A. Pautz. Analysis

Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydrau­

of the OECD/NEA Oskarshamn­2 Feedwater

lics, Operation and Safety, NUTHOS­10, Oki­

Transient and Stability benchmark with SIM­

nawa, Japan, December 14–18, 2014

ULATE­3K. Proc. Int. Conf. Reactor Physics,

th

[10] D. Papini, C. Adamsson, M. Andreani, H­M. Prasser. Assessment of GOTHIC and TRACE

PHYSOR2014, Kyoto, Japan, September 28– October 3, 2014

codes against selected PANDA experiments

[23] M. Demeshko, A. Dokhane, T. Washio,

on a Passive Containment Condenser. Nucl.

H. Ferroukhi, Y. Kawahara, C. Aguirre. Appli­

Eng. Design, Vol. 278, pp. 542–557 (2014)

cation of Continuous and Structural ARMA

[11] O. Leray, H. Ferroukhi. ENSI On­Call 2014

modeling for noise analysis of a BWR coupled

Core Licensing Analyses of KKB1 Cycle 43.

core and plant instability event. Ann. Nucl.

PSI Technical Report TM­41­14­03, 2014

Energy, Vol. 75, pp. 645–657 (2014)

[12] O. Leray. ENSI On­Call 2014 – Core Licensing

[24] H. Ferroukhi. Complementary Analyses to

Analyses of KKB2 Cycle 41. PSI Technical

YUMOD On­Call – Assessment of SIMULATE­

Report TM­41­14­13, 2014

3K and Study of the Core Behaviour during

[13] A. Dokhane, H. Ferroukhi. ENSI On­Call 2014 – Core Licensing Analyses of KKM Cycle 42. PSI Technical Report TM­41­14­14, 2014

202

EPFL Master Thesis Report, 2014

Experiments. Proc. of the 10th International

Fast Pump Run­Up Transients. PSI Technical Report TM­41­14­07, 2014 [25] H. Ferroukhi. Additional SIMULATE­3K Analy­

[14] S. Canepa. ENSI On­Call 2014 – Core Licens­

ses of Fast Pump Run­Up Transients – Para­

ing Analyses of KKL Cycle 31. PSI Technical

metric Studies on Ramps and Operating Con­

Report TM­41­14­12, 2014 [15] H. Ferroukhi. ENSI On­Call 2014 Core Licens­ ing Analyses for KKG Cycle 36. PSI Technical Report TM­41­14­09, 2014

ditions. PSI Technical Report TM­41­14­10, 2014 [26] H. Ferroukhi. Technical Note – Fast Pump Run Up Transient Analysis with SIMULATE­3K ­

[16] H. Ferroukhi. ENSI On­Call 2014 – Qualitative

Hot Assembly Results and Study for Cold­

Estimations of Core Reactivity Behaviour dur­

Zero­Power Conditions. PSI Memorandum

ing Accident Management for KKG Cycle 36. PSI Technical Report TM­41­14­23, 2014

SB­XTK­ACT­002­12.004, 2014 [27] V. Brankov, G. Khvostov, K. Mikityuk, A.Pautz.

[17] H. Perrier, O. Leray, M. Pecchia, A. Vasiliev,

Fuel Relocation in IFA­650 LOCA Tests Based

H. Ferroukhi, A. Pautz. Reactivity benchmark

on Gamma Scan Data. Proc. Enlarged Halden

Analysis and Code Reactivity Prediction for a

Project Group Meeting, Roeso, Norway, Sep­

PWR Fuel Assembly. Proc. American Nuclear

tember 7–12, 2014

Society 2014 Student Conference, PSU, Pennsylvania, USA, April 3–5, 2013

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

[28] V. Brankov, G. Khvostov, K. Mikityuk, A.Pautz. Analysis of Axial Fuel Relocation based on Gamma Scan data from OECD Halden Reac­ tor Project LOCA Tests. Proc. Water Reactor Fuel Performance Meeting WRFPM2014, Sendai, Japan, September 14–17, 2014 [29] D. Wicaksono, O. Zerkak, A. Pautz. PSI Con­ tribution to PREMIUM Phase IV. EPFL­PSI Technical Report, 2014 [30] D. Wicaksono, O. Zerkak, A. Pautz. PSI Con­ tribution to PREMIUM Phase IV – Post­Test Uncertainty Quantification of FEBA and PERI­ CLES Reflood Tests. EPFL­PSI Technical Report (September 2014) [31] D. Wicaksono, O. Zerkak, A. Pautz. Sensitivity Analysis of a Bottom Reflood Simulation us­ ing the Morris Screening Method. Proc. of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics, Operation and Safety, NUTHOS­10, Okinawa, Japan, Decem­ ber 14–18, 2014 [32] D. Wicaksono, O. Zerkak, A. Pautz. Sensitivity Exploring variability in reflood simulation results: an application functional data analy­ sis. Proc. of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics, Operation and Safety, NUTHOS­10, Okinawa, Japan, December 14–18, 2014 [33] H. Ferroukhi, O. Leray, M. Hursin, A. Vasiliev, G. Perret, A. Pautz. Study of Nuclear Decay Data Contribution to Uncertainties in Heat Load Estimations for Spent Fuel Pools. Nuclear Data Sheets, Vol. 118, pp. 498–501 (2014) [34] O. Leray, P. Grimm, H. Ferroukhi, and A. Pautz. Quantification of Code. Library and Cross­Section Uncertainty Effects on the Void Reactivity Coefficient of a BWR UO2 Assem­ bly. Proc. Int. Conf. Reactor Physics, PHY­ SOR2014, Kyoto, Japan, September 28– October 3, 2014 [35] O. Leray, P. Grimm, M. Hursin, H. Ferroukhi and A. Pautz. Uncertainty Quantification of Spent Fuel Nuclide Compositions due to Cross­Sections, Decay Constants and Fission Yields. Proc. Int. Conf. Reactor Physics, PHY­ SOR2014, Kyoto, Japan, September 28– October 3, 2014 [36] Y. Yun, C. Cozzo, O. Leray, H. Ferroukhi. Uncertainty and Sensitivity Study of Fuel Thermal Behaviour within OECD/NEA UAM Programme. Proc. Int. Conf. Reactor Physics, PHYSOR2014, Kyoto, Japan, September 28– October 3, 2014

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

203

LINX Thin liquid film dynamics in a condensing and re-evaporating environment

Author und Co­author(s)

D. Paladino, J. Dupont, W. Bissels, G. Mignot, H.­M. Prasser

Institution

Paul Scherrer Institut (PSI)

Address

CH­5232 Villigen PSI

Telephone, E­mail, Internet address

+41 56 310 43 73, [email protected]

Duration of the Project

2010–2014

ABSTRACT

tems, coolant buffer tank used to operate the

Within the LINX project, liquid film dynamics

temperature controlled plates for liquid film

under the effects of condensation and re­evap­

characterization, iii) characterization of NIR

oration phenomena is investigated experimen­

technique for liquid film measurement; iv) the

tally and analytically. The main activities per­

PhD candidate (Julien Dupont) has written two

formed in 2014 include: i) commissioning of

publications based on the performed activities.

LINX facility, ii) commissioning of auxiliary sys­

205

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project goals

Work carried out and results obtained

Steam condensation, thin liquid film formation, and re­evaporation are phenomena which take

LINX facility

place during the evolution of postulated accidents

The LINX facility consists of a 10 m3 stainless steel

in LWR containment. The research activities carried

vessel and can be used with steam up to 10 bar.

out in various projects devoted to the safety of

Implemented injection and venting lines at the top

nuclear power plants, e.g. OECD/NEA SETH, OECD/

and the bottom of the facility enable the injection

NEA SETH­2, EURATOM­ROSATOM ERCOSAM­

of superheated steam as well as non­condensable

SAMARA projects, OECD/NEA HYMERES, etc. have

gas such as nitrogen or helium.

shown that a correct prediction of these phenom­

The LINX facility was upgraded to ensure proper

ena is of paramount importance for the prediction

and safe operation during the experimental test

of temperature in the various regions of the con­

campaign of the project. The upgrade consisted of

tainment during a LOCA scenario and gas mixture

the implementation of a new PLC system that

composition (hydrogen, air, steam) predictions and

allows for the control of both the facility and the

containment pressure evaluations during a severe

added auxiliary loop (see section below). The con­

accident scenario.

trol system was improved to meet the current

Toward the end of 2010, PSI, IRSN and ENSI have

safety standard for pressurized facility with hard­

launched the LINX project, which combines theo­

ware and software interlocking devices. The con­

retical and experimental investigations, with the

trol system was commissioned successfully with

main goal to advance the knowledge on liquid film

the testing of all the different controls (valves,

dynamics in a condensing and re­evaporating envi­

flowmeters, pumps, safety interlock). The facility

ronment [1].

tightness was checked with pressure test of the vessel and injection lines.

Figure 1:

206

3­D Rendering of the newly implemented components in LINX (left): the cooling loop system outside the vessel and the cooling plates set up inside the vessel. Picture of the temperature controlled plates in the Vessel (right).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 2: Picture of the LINX facility facing the manhole of the vessel.

A risk analysis study of the facility and auxiliary

Instrumentation

loop was completed and passed successfully. The

Wall and gas temperatures in the vessel as well as

implementation of the safety equipment as well as

water temperature in the inlet and outlet of each

their redundancy ensures a safe working environ­

plate are recorded by mean of more than 200

ment during normal operation.

thermocouples.

As of today the facility is ready to be used with

The planned experiments include both condensa­

steam up to 10 bar and 200 °C.

tion and re­evaporation conditions on the temper­ ature controlled plates located in the pressure ves­

Auxiliary loop

sel. The gas species distribution inside the vessel

A temperature controlled wall consisting of 9

must be well controlled and 40 new capillary sam­

plates was built in the pressure vessel (Figure 1,

pling lines were installed to monitor the gas spe­

right). The plates are connected to two indepen­

cies concentration using a residual gas analyzer

dent water loops: one cold loop linked to the de­

system.

mineralized water network and one warm loop fed

Three heat flux sensors, specifically designed for

by a 2 m3 reservoir tank (Figure 1, left). The water

the experiment provide measurement of the heat

from the reservoir tank is heated with an additional

flux directly inside the temperature control plate.

loop through a heat exchanger connected to the

The sensor also provides a measurement of the

steam generator. An additional line is used for the

absolute temperature.

water injector that is used to create water film on

The film dynamics is observed by mean of two

the most upper plate (not shown on the picture).

infrared camera: one working in the range of the

As of today the auxiliary loop has been fully com­

Near InfraRed (NIR) to measure the film thickness

missioned and is ready to be used with water at

and a second in the Mid­Wave InfraRed (MWIR) to

temperature ranging from 15 to 100 °C. The entire

measure the film surface temperature. Both tech­

auxiliary loop operates above 10 bar internal pres­

niques were developed, tested and validated dur­

sure. The volumetric flow rate in the plates ranges

ing this project (see section below).

from 15 l/hr to 550 l/hr. Finally a system used to collect the water on the plates and below the plates was designed and implemented in the facility to measure the conden­ sation rate and to avoid the accumulation of con­ densate at the bottom of the facility and the unde­ sirable re­evaporation associated with.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

207

Experimental test campaign for calibration and validation of the Near Infrared (NIR) measurement technique.

the spatial mapping of the transmission and the

Before that the NIR technique could be used with

the field of view.

confidence for the LINX experimental campaign, it

New theoretical and experimental developments

was necessary to characterize it by performing sepa­

were achieved such as noise reducing algorithms as

rate effect tests which allowed comparing the NIR

shown in Figure 3 a new model to fit the calibration

techniques with other available techniques, e.g.

curve (Figure 4­left) and a new method to deter­

corresponding thickness obtained with the NIR imaging technique for a film wetting the center of

high speed liquid film sensor [2] and neutron based

mine the step­change in the reflected intensity

techniques (PSI ICON Beam line) [3]. For instance

between a wet and a dry surface (Figure 4­right).

validation tests were performed by comparing NIR

Despite the fact that cold neutron imaging offers

imaging of the liquid film thickness with the mea­

high spatial resolution, the relatively low neutron

surements provided by an electrical high speed liq­

flux provides only time average measurements of

uid film sensor [4]. A complementary validation was

the liquid film thickness. The time averaged thick­

carried out using high spatial resolution cold neu­

nesses measured with both methods over the field

tron imaging. This second experimental campaign

of view are in very good agreement. In the region of

was performed at PSI in the ICON beam line. For the

a wavy film, the root mean square (RMS) of the

comparison test with cold neutrons, a wavy­turbu­

deviation between the two measurements was

lent water film was created on a sand­blasted alu­

found to be 2.3% of the thickness (Figure 5).

minum sheet by spreading water at the top of the

Figure 6 shows the optical set up mounted in the

surface, above the measuring zone. Figure 3 depicts

LINX facility. The measurement campaign inside the

Figure 3: NIR imaging technique processing steps for the thickness mapping on a sand­blasted aluminum sheet: a) raw transmission, b) corrected transmission, c) thickness profile.

208 Figure 4: Calibration results on a sand­blasted alumi­ num surface: (left): new model accounting for internal reflections in the film allows for a better fitting of the calibration points; (right) film drying me­ thod to determine the proportional factor Kdry which characteri­ zes the step change in intensity between a wet and a dry surface,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 5: Comparison of the time average film thickness measured with the NIR imaging technique (a) and with cold neutron imaging (b); difference between the two methods (c).

Figure 6: Optical instrumentati­ on in the LINX facility. (Left): NIR and MWIR techniques, (right): op­ tical access with glass windows for NIR in the bottom and sapphire for MWIR in the top, (center): illumination spot covering the field of view for NIR film thickness measure­ ments viewed through the man hole.

Figure 7: Film transmission (left) and surface tempera­ ture (right) mapping in the LINX facility.

209

pressure vessel foresees two upgrading steps

cation of new component specifications (e.g. pre­

regarding the optical measurements: 1) film thick­

conditioning and control of cooling plates) and for

ness mapping in the presence of steam with heat

assessing the set­up of the measurement tech­

and mass transfer between the liquid and the air, 2)

niques.

additionally temperature mapping of the film sur­

Figure 7 is related to a shakedown test in LINX, in

face by means of a second camera sensitive to ther­

which the NIR and MWIR cameras were used simul­

mal radiation in the Mid­Wave InfraRed (MWIR).

taneously to verify their applicability to the LINX

The experimental campaign in LINX has been started

configuration. For this test, water was injected at

recently with shake­down tests aiming at the verifi­

the temperature of 50 °C to create a liquid film on

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

the wall (cooling plate). The LINX facility was filled

The conference paper focused on the description

with only air at about 30 °C. Also, the cooling plates

of the NIR measurement technique and assessed

and the facility wall remained at 30 °C. Although

the spatial resolution by comparing with the cold

both cameras were not perfectly synchronized, both

neutron measurement conducted at the ICON

the film transmission (which is related to the film

beam facility at PSI.

thickness) and the non­calibrated surface tempera­

In the paper submitted to the journal is developed

ture mapping were recorded. Figure 7 shows a par­

an analytical model for light intensity attenuation

tially wetted surface where a spatial correlation

through a liquid film in the configuration of a back

between film thickness and surface temperature

lighting on a diffuse wall. In addition it gave an

can be observed.

extensive description of the measurement tech­

On the left picture, the darker zone are related to

nique and experimental set up and reported the

stronger absorption therefore higher film thickness

first series of measurements for adiabatic condi­

while on the right picture darker zones represent

tions with a direct comparison with the conduc­

low emission zone where temperature is lower.

tance based wall mesh sensor technique that was initially presented at the NURETH­15 conference.

Publications

The combination of the written papers represent a scientific achievement and confirm the recognition of the potential associated with this newly devel­

Julien Dupont (PhD student in LINX) has written in

oped measurement technique from the scientific

2014 two new publications, based on the activi­

community.

ties performed to characterize the NIR measure­

Also, in perspective for 2015, the experimental

ment technique [5, 6].

campaign recently started in the LINX facility, will continue. The experimental matrix for the PhD pro­

National Cooperation

gram will include three series of tests. The first series will focus on the characterization of falling liquid film, for a range of liquid injection flow rates.

The LINX project is carried out with the national

Then a series of tests will focus on the liquid film

participation of ENSI. The ETHZ is the hosting insti­

dynamics under condensation conditions. Finally a

tution for the PhD program and Prof. Horst­Michael

series of tests will be performed to characterize

Prasser is the PhD student supervisor.

liquid film under the effect of re­evaporation phe­ nomena. It is foreseen that the PhD program will

International Cooperation The LINX project benefits also from the participa­

be completed in 2015.

Acknowledgments

tion of IRSN (France), which provides support/

210

review to the overall project. Finally, the LINX proj­

The authors gratefully acknowledge Dr. Ahmed

ect research topic had some synergies with the

Bentaib from IRSN and Dr. Werner Barten from

EURATOM­ROSATOM ERCOSAM­SAMARA proj­

ENSI for reviewing the research work reported in

ects (2010–2014) and with the OECD/NEA

the present progress report.

HYMERES project.

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

References [1] «LINX Thin liquid film dynamics in a condens­ ing and re­evaporating environment», ENSI Re­

In 2014, Julien Dupont (PhD student) has written

search report 2011, ENSI­AN­7871, ISSN

two scientific publications [5, 6]; one that he pre­

1664­3151, pages 219–228; ENSI Research

sented at the conference NUTHOS­10 (2014) and

Report 2012, ENSI­AN­8301, ISSN 1664­3151,

the second that was submitted to Experiments in

pages 215–224; ENSI Research Report 2013,

Fluids journal and is currently under review process

ENSI­AN­8779, ISSN 1664­3151, pages 213–

(2014). The paper presented in NUTHOS­10

219.

received the Best paper Award.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

[2] M. Damsohn and H.­M. Prasser, «High­speed liquid film sensor for two­phase flow with high spatial resolution based on electrical conduc­ tance», Flow measurement and instrumenta­ tion, Vol. 20 (2009), 1–14. [3] J. L. Kickhofel, R. Zboray, M. Damsohn, A. Kaestner, E. H. Lehmann and H.­M. Prasser, «Cold neutron tomography of annular coolant flow in a double subchannel model of a boiling water reactor», Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accel­ erators, Spectrometers, Detectors and Associ­ ated Equipment, vol. 651, no. 1, p. 297–304, 21 September 2011. [4] J. Dupont, G. Mignot and H.­M. Prasser, «Near Infrared Film Thickness Measurement», pro­ ceedings of the NURETH­15 conference, Pisa, Italy, 2013. [5] J. Dupont, G. Mignot and H.­M. Prasser, «Characterization and Validation of the Near Infrared Film Thickness Profile Technique», proceedings of the NUTHOS­10 conference, Okinawa, Japan, 2014. [6] J. Dupont, G. Mignot and H.­M. Prasser, «Two­ dimensional mapping of falling water film thickness with near infrared attenuation» sub­ mitted to Experiments in Fluids, 2014.

211

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

MELCOR further development in the area of air ingress and the effect of nitriding Author und Co­author(s)

Leticia Fernandez­Moguel, Sanggil Park, Terttaliisa Lind, Jon Birchley, Bernd Jäckel

Institution

Paul Scherrer Institute

Address

5232 Villigen, Switzerland

Telephone, E­mail, Internet address

+41 56 310 2634, Leticia.Fernandez­[email protected], http://www.psi.ch

Duration of the Project

2013–2017

ABSTRACT

Until recently it was believed that nitrogen did

It has long been recognized that overheated

not play a major role as an active chemical spe­

cladding undergoes exothermic oxidation in

cies, instead its main effect was considered to

steam, leading also to generation of hydrogen.

be the accelerated oxidation. Recent experi­

Under such circumstances the oxidation rate

ments have shown that the reaction with nitro­

would typically be limited by the comparatively

gen can result in extensive formation of zirconi­

slow rate of oxygen diffusion through the ox­

um nitride (ZrN) which contributes very signifi­

ide layer which builds up on the cladding sur­

cantly to both the heat generation and fuel rod

face. However, exposure to air can lead to

degradation, in particular if the oxygen has

accelerated oxidation since the effect of nitro­

already been sufficiently consumed.

gen degrades the oxide layer which hence

The current project addresses the active roles of

becomes a less effective barrier, resulting in

nitrogen and ZrN formation in the air oxida­

faster oxidation kinetics. The oxide layer typi­

tion modeling by means of a coupled analytical

cally becomes porous and can break away, a

and experimental investigation. A nitriding

process known as breakaway oxidation. As

model will be developed and formulated to be

well as faster oxidation, the nitrogen also pro­

implementable into the reactor system analysis

motes faster and more complete degradation

codes such as MELCOR and SCDAP.

of the cladding, leading to more widespread destruction of the fuel rods and exposure of the fuel itself. 213

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project goals

al. [13–14] have studied the degradation of Zir­ caloy­4 in an air environment at high temperatures

The goal of the project is an oxidation/nitriding

considering a nucleation and growth model for

model development which can be implemented

nitrogen affected zones, but the understanding of

into nuclear system analysis codes (e.g. MELCOR or

the process was not progressed further since the

SCDAP). In order to develop a nitriding model, the

role of nitrogen was taken into account as an auto­

following steps are required:

catalytic effect and the Zr­O­N ternary phases were

Thermodynamic analysis: This step focuses on

not considered to understand the process.

understanding the nitriding process at the micro­

The knowledge collected in the cited studies has

scale. This is supported by analyses of the phase

helped to identify two major roles of nitrogen dur­

compositions within the zirconium­oxygen­

ing air oxidation.

nitrogen ternary system, based on available lit­

Cladding degradation by forming a micro porous

erature and thermodynamic data.

and macro cracked oxide due to the volume

Separate effect tests: Literature findings on the

changes.

available separate effect tests; identify the main

Exothermic heat release from the nitride forma­

parameters that will be useful to develop a

tion and reoxidation.

nitriding model. Perform series of independent

The current nitriding models employed in system

separate effect tests to validate the proposed

analysis codes are still purely empirical and phe­

model.

nomenological. They are based on Zr­O binary sys­

Kinetic analysis: Literature finding on the avail­

tem and partly on Zr­N binary system. Thus, only

able data, identify missing data.

binary compounds, ZrO2 and ZrN, are involved in a

Model development: Develop a nitriding model

nitriding process. Besides, most of the current

by integrating the observations of the thermo­

models miss several nitrogen effects (i.e. further

dynamic analysis, the separate effect tests, and

cladding degradation by nitriding, exothermic heat

the kinetic analysis.

releases from nitride formation and reoxidation,

The present project is a coupled analytical and

and hydrogen generation from nitride reoxidation

experimental work in the frame of PhD thesis work

by steam during reflood) as it was shown in the

by Sanggil Park. Thus, the analytical work is per­

recent QUENCH air ingress experiment benchmark

formed at PSI under the supervision of Dr. Leticia

[15].

Fernandez­Moguel and the experimental work is

A PhD started in September 2013, in order to

conducted at Karlsruhe Institute of Technology

address the lack of knowledge on the nitriding ef­

(KIT) being supervised by Dr. Martin Steinbrück.

fects. The goal of the thesis is to develop a nitriding model which could be implemented in nuclear

Work carried out and results obtained

reactor system analysis codes such as MELCOR. The PhD work plan for developing a nitriding model is shown in image 1. For the first year of the PhD work, a survey of the

214

Air ingress scenarios are a concern for the nuclear

literature and experimental data as well as ther­

industry. There are situations where air ingress sce­

modynamic analyses were performed. The study

narios may occur: during a severe accident the

aimed to identify the nitriding process which may

reactor pressure vessel could fail and air could

occur at a micro­scale level and that may not be

ingress [1–2]; during mid loop operation when the

observed in post­test examinations with conven­

reactor coolant system is usually opened to the

tional methods used in the nuclear field (e.g. Sepa­

containment [3] or in spent fuel facilities such as

rate Effect Test).

pools and dry casks in either the event of loss of

Literature of the Zr­O­N system in the nuclear field

cooling or handling and transport accidents [4–5].

is scarce, while Zr­O­N system has been studied for

Many separate effect tests have been performed in

the application of electrical devices such as thin

the past to study the influence of nitrogen effect

film in semiconductors [16] and fuel cell fabrication

during oxidation. The studies have mainly been

[17]. Based on these literature findings, the Zr­O­N

performed with fresh Zircaloy­4 cladding samples;

ternary system thermodynamics, experimental

and E­110 [6–12]. These

data and Thermo­Calc calculations, possible mech­

tests have helped to reach a macroscopic under­

anisms for oxidation in presence of nitrogen has

standing of the process. More recently, Lasserre et

been identified:

but also M5®, Zirlo

TM

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Image 1: PhD thesis work plan

The nitriding process begins from the metal­

Provided oxygen is still available, all zirconium

oxide interface by incorporating the nitrogen gas

oxynitrides and ZrN are reoxidized by releasing

into the sub­stoichiometric oxide and the oxy­

the nitrogen gas which is available for further

gen/nitrogen stabilized α­Zr. After solubility lim­

nitriding. Thus, the heterogenous Zr­O­N layer is

its of the interfacial system have been exceeded,

finally oxidized to ZrO2 by simultaneous nitrid­

the ionic­covalent zirconium nitride, Zr3N4 is

ing­reoxidation process.

firstly formed.

From the nitriding­reoxidation process, three main

The Zr3N4 is in metastable state and thus it leads

reactions are identified; solid­gas nitriding, solid

to oxide/nitride metastable system close to the

solution nitriding and the reoxidation as shown in

interface.

Image 2.

From the metastable system, nitrogen rich oxyni­

As shown in image 2, nitrogen gas is firstly incor­

tride phase of γ­Zr2ON2 is formed and then the

porated (step 1); The incorporated nitrogen solu­

nitrogen rich part of Zr3N4/γ­Zr2ON2 is developed

tion promoted the nitriding process (step 2) and

near the interface.

then nitrogen is released (step 3) due to reoxida­

Above 800°C the Zr3N4/γ­Zr2ON2 is decomposed

tion of the nitrides.

into ZrN, β­type zirconium oxynitrides and

The air oxidation process begins (step 1) from the

m­ZrO2. However it should be noted that this

pure Zr metal (or zirconium alloy). O2/N2 is dis­

hypothesis is based on literature studies. Cur­

solved by the metal forming α­Zr(O,N). When the

rently, Raman investigation is ongoing in order to

solubility limit is reached oxide is formed. Near the

prove the existence of the mention components.

oxide/metal interface a thin layer of t­ZrO2 is

Once the nitrogen gas is dissolved, the nitriding

formed, nitrogen is incorporated into the t­ZrO2 at

process becomes accelerated by the reaction

low oxygen partial pressure.

between solid solution nitrogen and solid solu­

During step 2, the activation energy of the reaction

tion oxygen. Firstly, nitrogen gas should be dis­

decreases by the nitrogen solid solution. The incor­

sociated and absorbed in either metal or oxide,

porated nitrogen stabilizes the c­ZrO2 from the

because the activation energy of the nitrogen

t­ZrO2 until the solubility limit (6%) of oxygen

gas – metal (or oxide) is higher than that of nitro­

vacancies in the anion site of the c­ZrO2. The nitride

gen solid solution – oxygen solid solution.

is firstly formed near the interface from the satu­

215

Image 2: Schematics of the nitriding­reoxidation process

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Image 3: Flow chart of the con­ ceptual mechanism of nitriding process

216

rated c­ZrO2 and/or the saturated α­Zr(O,N). After

micro porous nature of oxide scale, it is likely that

the first nitriding formation, the nitriding process

if oxygen is available, it will easily diffuse through

continues if the partial pressure ratio on the nitro­

the degraded oxide scale and it will trigger reoxida­

gen/oxygen (pN2/pO2) is in the ZrN stable region.

tion. From the reoxidation, zirconium oxynitrides

The nitrogen gas acts like a catalyst by accelerating

and nitrides are decomposed and reoxidized with

the whole reaction. In reality, nitrogen is not a cat­

around 42% volume expansion.

alyst since it forms nitrides and oxynitrides.

Additionally, the oxide scale experiences local

However, if oxygen is newly available, the nitrides

stresses and it leads to crackings by releasing the

and oxynitrides are reoxidized and they would be

stresses. Thus, pores would be interconnected with

transformed into zirconium oxide (step 3). Since the

grain boundaries and lateral cracks [19]. The

oxygen is a stronger oxidation agent than nitrogen,

coalescence of pores at grain boundaries and inter­

nitrides and oxynitrides are only stable at very low

connection with the lateral cracks would result in

oxygen partial pressure [18]. This situation would

the open diffusion pathway of the air [19–20] and

be likely in spent fuel accident sequences, where

it would gradually accelerate the reaction kinetics.

nitrogen, oxygen and steam mixtures are likely.

N2 is a product in the reoxidation process and it

Based on the collected information, a conceptual

would be released from the reoxidized layer

mechanism of nitriding process is proposed as

through the porous gaps, in that way it would be

shown in the flow chart (image 3). This will be the

available for the further nitriding.

starting point for the model development.

The nitriding­reoxidation may take place iteratively

During the nitriding­reoxidation process, in addi­

if oxygen is still available and self­sustained by the

tion to the thermodynamic changes, there are me­

newly generated nitrogen until the whole scale is

chanical changes associated to the phase transfor­

fully reoxidized to the ZrO2. However, the self­sus­

mations as shown in image 4.

tained loop could be terminated if oxygen is

From the nitriding, around 32% volume shrinkage

unavailable or the cladding is fully oxidized.

has occurred and it would lead to micro porous

The first year of the PhD work included the first

and less coherent oxide scale. In other words, the

theoretical approach which attempted to describe

protective oxide layer is degraded. Due to the

the detailed nitriding process by integrating Zr­O­N

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

literature studies, tests data, and thermodynamics

oxide scale is developed mainly by m­ZrO2, but a

calculations.

small quantity t­ZrO2 is formed close to the

In summary, three possible mechanisms have been

metal/oxide interface as a very thin layer [21].

identified in order to explain the accelerated kinetics

The tetragonal phase is preferentially located

observed during oxidation in presence of nitrogen:

near the interface by the following reasons [22]:

Self­sustained nitriding­reoxidation process.

– high compressive stress

Nitriding reaction is not significant in pure ni­

– low grain size

trogen environment with fresh Zirconium metal.

– the presence of defects

However, nitrogen will play a role in mixed envi­

If the volume­free energy difference between

ronments (i.e nitrogen/oxygen or nitrogen/

t­ZrO2 to m­ZrO2 becomes greater than the com­

steam) or when the Zirconium has been previ­

pressive strain energy at critical thickness, the

ously pre­oxidized. There are two possible loca­

t­ZrO2 transforms to m­ZrO2 with 4.56% molar

tions were nitriding take place: Near the inter­

volume expansion [23]. Once the oxide thickness

phase and at the external oxide surface.

exceeds the critical thickness, the stress built in

– Nitriding is likely to occur near the oxide­metal

this outer layer from the critical level does no

interface at local oxygen starvation conditions.

longer sufficiently stabilize the t­ZrO2 near the

In this case nitrogen can react mainly with

interface [24]. Thus, t­ZrO2 transforms to the

α­Zr(O,N) (i.e. the Zirconium metal has oxygen

thermodynamically stable m­ZrO2 near the inter­

and nitrogen dissolved in it) and partly with

face. Because of the larger volume of the m­ZrO2

Zirconium oxides.

than the t­ZrO2, the m­ZrO2 applies the emer­

– Nitrogen can react with the external zirconium

gent tensile stress to the underlying t­ZrO2 and

oxide surface only in case of nearly pure N2

this tensile stress causes the cracks to be trig­

environment. Thus, nitrogen is incorporated to

gered. This crack tips propagate to the Zr/ZrO2

the surface oxide layer by forming the external

interface as the oxidation proceeds due to the

nitride layer. Reoxidation is likely to happen

successive formation of the m­ZrO2 at the crack

when oxygen is sufficiently available to reoxi­

tips [23]. Thus, the compressive stress is relieved

dize the nitride and the nitriding is self­sus­

at the free surface and hence the radial cracks

tained by newly generated nitrogen during the

initiate from the free surface toward the inter­

reoxidation.

face along the grain boundaries. Once the oxide

Sudden kinetic transition. In the case of oxida­

layer is cracked, the gases could access easily to

tion of fresh Zircaloy in the presence of nitro­

the oxide­metal interface through the radial

gen, first the oxygen should be consumed before

cracks and it would lead to the sudden kinetic

the nitrogen can play any role. Oxygen and, to a

transition from the parabolic to accelerated lin­

minor degree, nitrogen are dissolved into the

ear kinetic rate. This phenomenon is delayed in

metal Zr, and after saturation some of the oxy­

pure oxygen/steam environment. However, in

gen contributes to develop the oxide scale. The

the presence of nitrogen, the sudden kinetic

Image 4: Mechanical changes during the nitriation­ reoxidation process

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

217

transition will take place earlier than in pure oxy­ gen/steam environment due to the volume mis­

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

matches between nitride and oxide near the interface [10, 12]. The role of nitrogen on the

The work is progressing according to the plan. The

kinetic transition is explained as a gradual kinetic

following tasks were performed until the end of

transition.

2014.

Gradual kinetic transition. During the self­sus­

Thermodynamic analysis: the work started with a

tained nitriding­reoxidation process, there are

review for relevant literature and data on oxi­

continuous phase transformations between the

dation in presence of nitrogen. The most influen­

oxide and nitride. From the nitriding, pores are

tial processes in the nitride formation as well as the

developed by volume shrinkage. On the other

gaps in the data were identified during the litera­

hand, these pores are interconnected during the

ture review. The most influential process are the

reoxidation by volume expansion. The coales­

phase transformations during air oxidation in the

cence of pores at grain boundaries and intercon­

Zr­O­N ternary system. Thus, conceptual mecha­

nection with the lateral cracks would result in

nism of nitriding process is developed by integrat­

the open diffusion pathway of the air. Thus, the

ing Zr­O­N literature, tests data and thermody­

oxide has been progressively degraded by a

namic calculations within the first year of PhD

porosity development and interconnection dur­

study. The first publication was made based on the

ing the self­sustained nitriding­reoxidation pro­

results of the first research task, thermodynamic

cess. This gradual kinetic transition may be the

analysis. The conference paper was prepared for

cause of the accelerated reaction kinetics.

the presentation at the NuMat 2014 conference

The study forms a foundation on which to develop

(The Nuclear Materials Conference) in US on 27–30

a nitriding model for nuclear reactor system analy­

October 2014. The title of paper is «A mechanism

sis codes. For the second year of the PhD work,

of nitriding process in the Zr­O­N system during air

separate effect tests and Raman spectroscopy

oxidation».

investigation will be performed at KIT in order to

Separate effects tests: several sets of separate

support the assumptions made in the present anal­

effect tests were performed at KIT during Novem­

ysis and hence the nitriding model development.

ber to December 2014 to support the model devel­ opment. The first series of experiments was aimed

National Cooperation

to identify the trigger condition for the nitride for­ mation and the subsequent reoxidation of the nitrides. The second series was designed to con­

The student is enrolled at ETHZ and is supervised by

firm the mechanism of nitridation­reoxidation self­

Prof. Prasser/ETHZ.

sustainability. In addition, Raman spectroscopy measurement is planned to investigate the phase

International Cooperation

compositions of the oxide scale in detail. Model development: from the review of current air oxidation models, the weaknesses and limitations

218

The PhD work is performed in collaboration with

were identified. In addition, the main mechanisms

KIT. The PhD candidate had a first stay in KIT where

which may play an important role in the model

he learned to perform thermodynamic calculations

development were identified. The model develop­

for the materials (Thermo­Calc. software) with a

ment is ongoing in parallel with the experimental

support from the KIT researchers. The first year of

work.

PhD work has been performed with frequent meet­

A preliminary air oxidation model will be devel­

ings and email communications. For the second

oped in 2015 and validated against independent

year of PhD work, the experimental work is ongo­

data. Further publications and presentations are

ing at KIT since November until December 2014.

expected from the experimental work and the

On the other hand, an air oxidation research com­

model development.

munity has been formed by PSI, EDF, GRS, IRSN, KIT and IBRAE. The mentioned partners participate actively in seminars and workshops in order to share the state of the art of the air oxidation exper­ imental studies and modelling.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Publications

[10] C. Duriez et al., Zircaloy­4 and M5® high temperature oxidation and nitriding in air,

S. Park, The role of nitrogen during air oxidation,

Journal of Nuclear Materials 380 (2008)

19th International QUENCH Workshop, KIT, 19–21

30–45

November 2013

[11] C. Duriez et al. Separate­effect tests on zirco­

S. Park, L. Fernandez­Moguel, M. Steinbrück, J.

nium cladding degradation in air ingress situ­

Birchely, H.­M. Prasser, H.­J. Seifert, A mechanism

ations, Nuclear Engineering and Design 239

of nitridation process in the Zr­O­N system during

(2009) 244–253

air oxidation, NuMat 2014: The Nuclear Materials

[12] C. Duriez et al., Reaction in air and in nitro­

Conferences, 27–30 October 2014, Florida, US

gen of pre­oxidized Zircaloy­4 and M5® clad­

S. Park, Overview of the air oxidation kinetic mod­

dings, Journal of Nuclear Materials 441

eling, 20th International QUENCH Workshop,

(2013) 84–95

11–13 November 2014, KIT, Germany

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mixtures at high temperature, Materials and

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219

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220

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi nuclear power station Author und Co­author(s)

Leticia Fernandez Moguel, Jonathan Birchley

Institution

Paul Scherrer Institute

Address

5232 Villigen, Switzerland

Telephone, E­mail, Internet address

+41 56 310 2634, Leticia.Fernandez­[email protected], http://www.psi.ch

Duration of the Project

2013–2014

ABSTRACT

tion task is a challenging one because only lim­

During the major accident occurred at the

ited measurement data exist about the condi­

Fukushima Daiichi nuclear power station in

tions inside the reactors

March 2011, three units of the nuclear power

One of the important expected outcomes is an

plants suffered extensive damage to the reac­

evaluation of the likely end­state of the reactor

tors and buildings. It is widely believed that all

core which will help the owner of the damaged

three reactor cores experienced some melting.

plant, the Tokyo Electric Power Company

Paul Scherrer Institute (PSI) is taking part in an

(TEPCO) to plan the removal of components

Organisation for Economic Cooperation and

from the reactor containment and the final

Development (OECD) project, Benchmark

decontamination. The exercise will advance

Study of the Accident at the Fukushima (BSAF)

the understanding of severe accident phenom­

to reconstruct the events that occurred at the

ena and contribute to further refinement of

in March 2011. Eleven institutes from eight

the computer models used to perform the

countries are participating. PSI is performing

simulations. The exercise will continue until

simulation of Unit 3, using the MELCOR code

September 2014. It is expected that results by

developed in the USA for simulation of whole

each of the participants will be discussed at the

plant accidents and made available to PSI via

final meeting, with a view to formulating a col­

cooperative exchange agreement with the US

lective view of the accident sequences and

Nuclear Regulatory Commission. The simula­

reactor end­states.

221

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project goals

dent data and uncertainties. The simulation task is difficult for all participants because so many of the

The events at the Fukushima Daiichi station under­

components including measurement devices were

lined the need for maintaining vigilance in nuclear

not functioning normally, so that much of the plant

power operation but also a continued improve­

data are incomplete or uncertain. Nevertheless, the

ment in our understanding of severe accident

most reliable or/and complete data for Unit 3 were

behaviour and of the modelling tools used for acci­

identified. The main data that have been used for

dent analysis. BSAF (OECD/NEA/CSNI, 2014) thus

the present analysis are (TEPCO, 2014):

provides an opportunity to exercise our modelling

The times at which the hydrogen explosions

tools and expertise in use. BSAF also focusses

took place in each unit.

attention on issues concerned with reactors with

The pressure history in the reactor (RPV) and in

design features in common with the Fukushima

the containment (Drywell/Wetwell, DW/WW)

Daiichi units.

have been identified as fairly complete and reli­

The generic goals of BSAF are:

able data, which is fortunate because this serves

To extend the assessment base for code applicabil­

a trail of footprints that point to what was hap­

ity to full scale commercial reactor plants and

pening.

hence to identify areas for further improvement.

The times and rates of fresh or sea water injec­

To address severe accident and accident manage­

tion (by means of fire engine pumps) into the

ment issues that were identified directly following

reactor system, though unfortunately the rate of

Fukushima Daiichi.

delivery to the reactor itself is uncertain.

The specific goals of BSAF are:

The time when the operators vented the con­

To simulate the accident evolution for the

tainment to control the pressure and hence

period of six days after the initiating event,

avoid catastrophic containment failure, though

and hence reconstruct as well as possible the event

unfortunately it is uncertain if all the venting

sequence.

operations were successful and the percentage

To estimate the likely end­state of the reactor

of the valve opening is unknown.

units, in particular the cores, in order to help plan

The water level measurement is available but it is

the future investigation, decontamination and

subject to gaps and uncertainties.

decommissioning operations.

The analysis was performed using a generic MEL­

PSI participation is defined by the specific goals

COR 2.1 (SNL, 2008) input model based on peach

of BSAF, concentrating on Fukushima Daiichi

bottom power plant (SNL, 2012), (Carbajo, 1994).

unit 3.

The input was adjusted to the specifics of Fuku­ shima. An initial calculation was performed and series of sensitivity cases were performed in order

Work carried out and results obtained

to address the uncertainties.The input was imported into the visualisation tool SNAP in order to facilitate overview and manage analysis tasks.

222

The first step to perform the analysis was to make

All participants performed a case using the same

an extensive review of the available technical data,

set of boundary conditions; this case was de­

namely plant design, boundary conditions, acci­

signed as Common Case (CC). A progression of

Table 1 Case

HPCI

HPCI CST to WW

AWI

Venting

Forced venting

DW leakage

Penetration failure T

LH leakage

CC

CC

CC

CC

CC

–

–

–

–

C0

working

no

–

–

–

–

–

–

C1

degraded

no

–

–

–

–

–

–

C2

degraded

yes

CC

CC

no

no

–

–

C3

degraded

yes

Adjusted

Nominal

no

no

–

–

C4

degraded

yes

Adjusted

Adjusted

yes

no

–

–

C5

degraded

yes

Adjusted

Adjusted

no

yes

1273

no

C6

degraded

yes

Adjusted

Adjusted

no

yes

950

big

C7

degraded

yes

Adjusted

Adjusted

no

yes

950

small

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

modified cases (C0–C7) were performed in at­

reproduced (figures 3 and 4). However, the exact

tempt to obtain the best estimate (BE), named the

amount of water injected is uncertain and is very

case that best reproduce the available measure­

sensitive to the calculated thermal­hydraulic RPV

ments (e.g. pressure histories of the reactor pressure

conditions (i.e. pressures, temperatures and water

vessel, dry­well (DW) and wet­well (WW); down­

inventory) at specific times.

comer (DC) water levels and the observed hydrogen

All cases assumed that HPCI operation started

explosion time. The performed cases as well as their

00:25 h before the time reported by TEPCO. This

main assumptions are shown in table 1.

assumption was necessary in order to reproduce

A summary of the main findings during the analy­

the observed pressure drop (figure 3) in the mea­

sis is presented in the following sections:

sured data. The calculation results suggest that the sprays were not enough to decrease the pressure

RCIC and HPCI operation

in the DW/WW as shown in figure 4 (C0 and C1).

The prescribed RCIC and HPCI water flows for the

The assumption that water was injected in 2 occa­

CC would be insufficient to recover to the levels

sions from the CST to the WW, in addition to the

measured. They are barely enough to take care of

sprays, was necessary in order to reproduce the

decay heat. A modified case was proposed, where

pressure in the DW/WW (C2). In consequence, it

the injected water was tuned manually, meaning

seems likely that this action took place. However,

the flow rates were adjusted according to the

this action was not reported by TEPCO. It is also

response of the water level, attempting to repro­

possible that the lack of spatial resolution in the

duce in the calculation what the operators did. This

model for the WW influence the results, thus it is

case was designated as C0. The flow rates for

identified as an issue for further study.

steam extraction and water injection during RCIC

After 29:00 h, the DC water level measurement

and HPCI operation are presented in figures 1 and

stopped, the next available measurement was at

2 respectively. The assumed flow rates simulate

ca. 37:00 h and it is below the Top of Active Fuel

how the operators are understood to have used

(TAF). In consequence, it is likely that the HPCI

the systems to control the RPV water level, in this

water injection stopped at some time after 29:00 h

way the thermal­hydraulic response during RCIC

but the exact time when this happened is very

and early part of the HPCI operation was well

uncertain. Had the HPCI continued to inject water

Figure 1 (left): Steam and water flow rates during RCIC operation

Figure 2 (right): Steam and water flow rates during HPCI operation

223

Figure 3 (left): RPV pressure during RCIC and HPCI operation

Figure 4 (right): DW/WW pressure during RCIC and HPCI operation

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 5 (left): Downcomer collapsed water level during RCIC and HPCI operation

Figure 6 (right): Hydrogen generation before depressurisation

Figure 7 (left): Vented mass

Figure 8 (right): Alternative water injection

224

to the RPV, the DC water level wouldn’t have

hydrogen generation. Around 45 kg of hydrogen

decreased as it was shown with C0 (figure 5). In

were produced prior to depressurisation. Reactor

contrast C1 assumed that HPCI water injection

pressure vessel depressurization was reported at

gradually stopped while steam was still extracted.

42:41 h, but would appear from the pressure mea­

C1 reproduces very closely the observed DC col­

surements to have been initiated earlier. In the

lapsed water level and the pressure in the RPV and

present analysis depressurisation was assumed to

supports the theory that the HPCI water injection

have occurred at 42:08 h, i.e. in order to match the

was degraded after ca. 29:00. The onset of hydro­

drop of pressure in the RPV.

gen generation by cladding oxidation started

In principle, the venting should increase the pres­

before depressurisation in the cases which assumed

sure in front of the rupture disk in the vent line and

degradation of the HPCI operation (C1, C2). These

open a path for gases straight to the stack. How­

cases reproduced the RPV pressure and the DC

ever, the build­up of H2 in the upper part of the

water level very closely to the measurements, rein­

reactor building points strongly to failure of isola­

forcing the theory that the water injection to the

tion of the vent line. It was therefore assumed that

RPV stopped while steam was still being extracted

all the venting had leaked to the building by routes

during HPCI operation. C2 was able to reproduce

not completely identified and that the rupture disk

very closely the pressure in the RPV and DW as well

did not burst. C2 used the prescribed valve open­

as the downcomer collapsed water level (figures

ing areas for the common case (CC). In this case

5); therefore the continuation of the study will be

the fraction of the opening area for motor valve

solely based on C2. However, it is uncertain if the

(MO) situated before the rupture disk is only 3.5%

HPCI could have started earlier than reported.

and it was assumed that 100% of either the large

Therefore it was identified as one uncertainty that

venting valve (LV) or the small valve (SV) in the

should be address in future analysis.

venting line where opened according to the reported timeline. For C3, the only difference is

Depressurization, alternative water injection and venting

that the MO fraction opening was assumed to be

According with the calculations, core degradation

timeline was used as guidelines, but the exact tim­

started at ca. 40:30 h, indicated by the onset of

ing and opening fraction were adjusted by using

larger ca. 60% and for C4 and C5 the venting

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

the measured WW and DW pressure response as a

On the other hand the assumed AWI for C2 was

target. Additionally, for C4, it was assumed that

enough to mitigate the accident progression as the

the large valve was as well opened in the time that

collapsed water level in the DC was recovered after

only the small valve was reported to be opened (i.e.

ca. 48:00 h (figure 10); however this was not

referred as forced venting) whereas C5 assumed

observed in the FU3 sequence and is not consistent

that the small valve never opened instead DW leak­

with the observed events later. The mismatch with

age occur. The mass of steam and hydrogen that

the pressure measurements further confirm that

reached the top of the building either by venting

not all the water that was injected reached the

(FL­MFLOW_914) or DW leakage (FL­MFLOW_903)

RPV. The assumed AWI for C3, C4 and C5 allow to

is presented in figure 7.

reproduce the observed water level up to 66 h and

In parallel to the venting, the Alternative Water

the pressure signature was best reproduced by C4

Injection (AWI) started by means of the fire en­

and C5 where both venting and AWI were adjusted.

gines. It is known when the operators reported to have injected water to the RPV, as well as the

RPV failure, venting vs. DW leakage

amount of water that they injected per day, but the

The hydrogen generated by C2, C3 C4 and C5 is

actual amount that reached the RPV is uncertain.

presented in figure 11. An explosion was observed

C2 used the prescribed values from the CC whereas

at U3 building at 68:14 h. which is attributed to

for C3, C4 and C5 the AWI was adjusted following

hydrogen generated by oxidation of metallic com­

the pressure and the collapsed water level in the DC

ponents in the degraded core of unit 3. However it

as guidelines. The AWI is presented in figure 8.

is uncertain how the hydrogen made its way to the

The proposed venting for C2 over predicted the

reactor building. One possibility is a leakage from

pressure in the DW/WW (figure 9), whereas C3

the venting line during the time before the explo­

under predicted it, indicating that a fraction in

sion, when only the small valve was reported to be

between 3.5–100% of the MO should have been

open. Although, the cases which considered this

opened in order to reproduce the pressure data.

venting (C2 and C3), didn’t reproduce the increase

The pressure was very closely reproduced with C4

of pressure in the DW/WW. C4 assumed that ini­

and C5 where venting was adjusted.

tially the small valve didn’t open and that shortly

Figure 9 (left): DW/WW pressure during AWI and venting

Figure 10 (right): Downcomer collapsed water level during AWI and venting

225

Figure 11 (left): Hydrogen generation

Figure 12 (right): Integral hydrogen reaching the building

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 13: Explosive conditions calculated in the building

226

before the explosion the valve opened. However,

leakage equivalent to 0.016 m2, this second DW

the small valve by its own doesn’t seem to have

failure assumes that the bolts never recovered

been sufficient to predict the large drop in pressure

completely again and that a small leakage of ca.

at ca. 68 h. Therefore it was assumed that the large

0.002 m2 remained for the rest of the transient.

was opened as well.

The small leakage area is equivalent to the size of

Another possibility is a leakage from the DW to the

the small valve. The integral leaked mass by either

top part of the reactor building. This is possible if the

venting or DW leakage in the hours before the

internal overpressure is higher than the design pres­

hydrogen explosion can be seen in figure 12.

sure of ca. 0.5 MPa to cause the restraint bolts from

Combustible hydrogen conditions were calculated

the head flange to weaken and open a leakage path

in the reactor building with C4 and C5 (figure 13)

(Hessheimer and Dameron, 2006). According to the

at about the time of the observed explosion (ca.

measurements, there are four occasions when the

68:14 h.) in FU3; in contrast in the C3, with no DW

pressure in the containment is higher than or equal

leakage but venting leakage through the small

to the design pressure of 0.5 MPa. Shortly after

valve in the venting line, the hydrogen concen­

depressurisation, at ca. 42:00 hours, a pressure spike

trations in the building doesn’t seem to have been

of ca. 0.62 MPa was observed for a short period of

enough to produce the explosion at the observed

time. According to the calculations the containment

time. Moreover, the MELCOR model uses a very

depressurisation can be fully explained by venting

coarse nodalisation to calculate the concentration

and is in agreement with the time reported by the

in the building. It may be that locally the concentra­

operators. The second pressure spike was observed

tion was even higher, in the hydrogen detonation

at ca. 46:00 hours, but this spike was not captured

regime. Furthermore, the integral amount of hydro­

by any of the calculations and only venting was

gen leaked into the building in C3 was only ca. 350 kg

assumed. The pressure was around 0.5 MPa

and occurred progressively between 62:00–78:00 h,

between 64:00–69:00 and 72:00–74:00 h, and it is

C4 predicted that ca. 400 kg where released to the

likely that the long­time operating near or slightly

building very shortly before the explosion and C5

higher than design pressure in addition to the two

released very quickly ca. 700 kg of hydrogen at ca.

previous events where the design pressure was

68:14 h. The previous observations give strong reasons

exceeded may have caused the bolts to weaken

to believe that DW leakage was a major factor in the

and DW leakage to occur. C5 is based on this sce­

build­up of hydrogen that led to the explosion. The

nario. It is assumed that the first DW leakage took

final part of the analysis will be solely based on C5.

place at ca. 68:11 h and that the leakage was ini­ tially equivalent to an area of 0.04 m2 and then it

PCV failure, in- vessel vs. ex-vessel

was reduced as the pressure decreased causing the

The previous sections were devoted to the analysis

leak to stop. A second event of DW leakage was

of the in­vessel core degradation and the hydrogen

assumed to take place at ca. 74:00 h, with an initial

explosion. The RPV may have failed, thus despite

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

the continued AWI after 80:00 h, the water level in

tration failure occur at 955 K but the size of the

the DC was never observed to increase. However,

penetrations were small and the leakage was

the exact time, the extent or mode of the failure (if

forced to be just a fraction of ca. 1.0% of the full

any) is unknown. The present section makes an

assembly.

attempt to evaluate the possibility of RPV failure by

For C6 and C7 penetration failure was predicted in

penetration failure.

rings 1 and 2 at ca. 68:57 h. In C6, the leakage was

The largest contribution to the total penetration

big enough to allow all the water injected to go

area is the control rod drive housing. The area of

out of the RPV. The measured pressures between

the breach following ejection from a single failed

84:00­96:00 h were overestimated (figure 15) and

penetration is 0.012 m2, corresponding to the

all the debris which were relocated to the lower

internal flow area of a single control rod drive

head (ca. 80 tons) were ejected into the cavity (fig­

channel of diameter 123.4 mm. In the input model

ure 16). Nonetheless, the C6 is considered a

it is supposed that one such failure might occur in

bounding case (i.e. the maximum amount of

each of the COR radial nodes if certain tempera­

corium that may have been on the cavity floor). In

ture is reached at the location of penetration. In

contrast C7, with the leakage of ca. 4 kg/s, allowed

C5, the MELCOR default penetration failure tem­

to reproduce the observed level measurement and

perature of 1273 K was assumed, but this case

remarkably close the pressure in the DW/WW (fig­

didn’t predict any penetration failure. In conse­

ures 14 and 15, respectively). In this case, the

quence, the water level started to increase as soon

debris remained inside the reactor in the lower

as water injection was again available (ca. 74:00 h)

head (figure 16).

as it can be observed in figure 14. For C6 it was

The assumed area of the penetration leakage as

considered that penetration failure occurs at tem­

well as the temperature failure criteria was crucial,

peratures of 955 K. C7 also considered that pene­

thus it makes the difference between an in­vessel

Figure 14 (left): Downcomer collapsed water level during AWI and venting

Figure 15 (right): DW/WW pressure during awi and venting

Figure 16: Downcomer collapsed water level during AWI and venting

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

227

(with or without RPV water leakage) or an ex­vessel

Best agreement with measured data (i.e. pressure

scenario. It is not certain if any of the debris/molten

in the RPV and DW/WW as well as collapsed water

material were expelled out to the cavity, but the

level in the DC) was achieved by adjusting bound­

case that predicted the closest the measurements

ary conditions relative to nominal values. In any

had the debris remaining inside the RPV (C7).

case some uncertainty remains concerning the

Therefore, C7 was the case submitted for the

actual values. The calculations with adjusted AWI

final report as the Best Estimate (BE). These

and venting are the ones that reproduced the best

results indicate some likelihood that most of the

the accident signatures. Delivery of 100% of AWI

debris remained inside the RPV. However, the calcu­

pumped water to the reactor system would seem

lation of penetration failure is stochastic and its

highly unlikely. The calculations results point out

occurrence greatly dependent on the failure param­

that only 30–60% of the nominal AWI was reach­

eters assumed by the user in MELCOR (i.e penetra­

ing the reactor. Furthermore, there is a high indica­

tion failure temperature, size of the penetration).

tion that the small valve in the venting line didn’t

Furthermore, the predicted state of the core after 6

open, had it opened the pressure in the DW/WW

days of transient is still not fully stable; any possible

wouldn’t have increased as observed.

reduction in the amount of water injected could

The calculations suggest that there were two con­

further damage the core. The prediction or not of

tributing pathways for hydrogen transport to the

RPV failure has been identified as one of the main

reactor building: leakage bypass to the building

code limitations thus the assumptions made by the

during venting of the WW and DW leakage. Prob­

code user influence greatly the results.

ably both pathways took place at different times. The assumption of leakage from the DW to the

228

Conclusions

reactor building during a period before the

The Fukushima Unit 3 sequence was simulated

observed explosion gave the best agreement for

with the severe accident code MELCOR 2.1. The

DW and WW pressure signatures at this time, as

CC failed to reproduce the accident signatures

well as the large accumulation of hydrogen in the

from an early stage. An initial case was performed

upper compartment of the reactor building. There

instead using the reported actions performed by

may have also been a pathway for transport to the

the operators (C0). This case was adjusted step­by­

reactor building via the venting line, but it do not

step by means of modified cases in order to obtain

seem sufficient on its own to explain the DW and

one case or a set of cases which best replicate the

WW pressure response.

measurements at the plant, and therefore are

A large amount of the core in form of debris seems

expected to best describe the accident sequence in

to have been relocated to the lower head. Vessel

unit 3. The main findings for the FU3 analysis are

failure is highly suspected to have taken place, but

listed below:

the results leave uncertainty in the size of the

RCIC seems to have operated normally when avail­

breach and the amount of core material ejected. It

able, whereas it is very likely that HPCI degraded

is not possible from the present analysis to esti­

after ca. 29:00 h. The calculated results indicate

mate the exact amount of corium ejected from the

that for a period only steam was being extracted

RPV. The proposed cases C6 and C7 are believed to

and no water was being injected, but the exact

be bounding with the actual quantity somewhere

time when water was no longer injected to the

in between.

RPV is uncertain. In consequence hydrogen gen­

The predicted state of the core after 6 days of tran­

eration by cladding oxidation is believed to have

sient is still not fully steady; any possible reduction

started before depressurisation of the RPV. Addi­

in the amount of water injected could further dam­

tionally, it is likely that water was injected from CST

age the core.

to WW during the HPCI operation in order to

Although, all the available measurements (i.e. RPV,

decrease the pressure in the containment, albeit

DW/WW pressure and DC water level) were

there was no mention of that action in the opera­

remarkably well reproduced by C7, there are still

tor records. According to the calculation, sprays on

remaining uncertainties in some of the boundary

its own wouldn’t have been enough to decrease

conditions assumptions, chosen nodalisation and

the pressure. However, due to the model uncer­

models as well as the uncertainty of measure­

tainties, alternative causes of the pressure decrease

ments at certain periods of time. Code­to­code

should be evaluated in future studies.

comparison analysis as well as comparison with different assumptions made in similar analysis with

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

MELCOR or with other codes would be required to

common case simulation was submitted to IAE on

address the uncertainties and to draw final conclu­

time by end of May 2014. The final best estimate

sions on the final state of the core.

calculation was submitted in August 2014. From

The fission product release is not part of the pres­

these calculations the OA, IAE, compiled a draft

ent analysis but conclusions drawn by the present

report, which was sent to the participant mid­

study about the leakage will be the departure

November 2014. The report will be reviewed and

point in the evaluation of the fission release in the

finalised by end of 2014. The final meeting for

phase II of the project. Transport via venting of the

BSAF phase­I have taken place 24–26th November

WW is unlikely to have carried a large quantity of

2014. The final meeting was immediately followed

particulate material as that would largely be

by the kick­off meeting of BSAF Phase­II, from

retained in the liquid. Transport via DW leakage

27–28th November 2014. It is intended that phase­

would be expected to have carried any particulate

II will address the open issues remaining from the

present in the gas and hence a potentially much

phase­I, special attention will be taken to the trans­

larger release of aerosol­borne fission products

port of the Fission Product Release during this

such as cesium to the environment. It is therefore

phase of the project.

crucial to reach an understanding of the transient from the hydraulic pathways point of view before any detail analysis of the FP can start. The future

Publications

analysis of the fission product releases may shed additional light on the final state of the reactor and

Submitted: Fernandez­Moguel, L. and Birchley, J.

consequently the natural continuation of the pres­

Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi

ent study.

nuclear power station Unit 3 with MELCOR_2.1 Annals of Nuclear Energy.

National Cooperation

References

None. [1] Carbajo, J.J., 1994. MELCOR sensitivity studies

International Cooperation

for a low­pressure, short term station black­ out at the Peach Bottom plant. Nuclear Engi­ neering and Design (152) 287–317.

The project is coordinated by the OECD Nuclear

[2] Hessheimer, M. F., Dameron, R. A. 2006. San­

Energy Agency (NEA). The Operating Agent (OA) is

dia National Laboratories. Containment Integ­

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) who is techni­

rity Research at Sandia National Laboratories.

cally supported by the Japan Institute of Applied

An Overview. U.S. Nuclear Regulatory Com­

Energy (IAE). The eleven participants (from Japan,

mission. Office of Nuclear Regulatory Research.

France, Germany. Korea, Russia, Spain, USA, and

Washington,

Switzerland (PSI)), each cooperate formally with

CR­6906. SAND2006­2274P

NEA and OA. There is informal cooperation between the participants.

DC

20555­000.

NUREG/

[3] OECD/NEA/CSNI 2014. Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. https://www.oecd­nea.org/

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

jointproj/bsaf.html [4] Sandia National Laboratories (SNL), 2008. MELCOR Computer Code Manuals Vol. 2: Ref­ erence Manual. Version 2.1. NUREG/CR­6119,

For the OECD BSAF project, the progress during

Vol. 2, Rev. 4. Albuquerque September 2008.

2014 has been slower than originally planned. The

[5] Sandia National Laboratories (SNL) 2012.

timeframe of the project was extended until the end

State­of­the­Art Reactor Consequence Analy­

of 2014. Despite the delay in the OECD BSAF proj­

ses Project, Volume 1: Peach Bottom Inte­

ect, PSI work has progressed according to the plan.

grated Analysis. USNRC NUREG/CR­7110, Vol.

A definitive common case calculation (CC), plus

1 2012 Albuquerque, New Mexico 87185.

best estimate and appropriate sensitivity calcula­

NUREG/CR­7110, Vol. 1

tions were performed in the first half of 2014. The

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

229

[6] TEPCO, 2014. Information Portal for the of Fukushima Daiichi Accident Analysis and De­ commissioning Activities (https://fdada.info/), downloaded on 29.09.2014: https://fdada. info/accident/database­for­accident­analysis/ measured

230

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident Author and Co­author(s):

P. Kudinov, W.M. Ma, W. Villanueva, A. Goronovski, S. Yakush, M. Davydov, A. Konovalenko, D. Grishchenko, S. Basso, S. Thakre, L. Manickam

Institution:

Royal Institute of Technology (KTH)

Address:

Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

Tel, E­mail, Internet address:

+46(0)8­5537­8821, [email protected], www.kth.se

Duration of the Project:

January 1, 2014 ~ December 31, 2014

ABSTRACT

The report discusses substantial advances and

The central aim of the MSWI (Melt­Structure­

insights which were achieved during 2014 for

Water Interaction) project at Royal Institute of

(i) development of risk­oriented approach, (ii)

Technology (KTH) is to develop risk oriented

in­vessel debris coolability, remelting and ves­

accident analysis frameworks for quantifying

sel failure modes; (iii) particulate debris spread­

conditional threats to containment integrity for

ing; (iv) ex­vessel debris coolability; and (v)

a Nordic type BWR reference plant design. The

analysis of steam explosion impact on contain­

research activities are divided into four sub­

ment structures and its sensitivity to melt

tasks, tightly interconnected with each other:

release conditions.

(1) risk evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejection mode (MEM); (3) debris coolability map (DECO); and (4) steam explosion impact map (SEIM). Guidelines for experimental and analytical activities in the MEM, DECO and SEIM sub­tasks as well as integration of devel­ oped methods and produced data in ROAAM frameworks provided by RES.

231

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project goals

Work carried out and results obtained

Nordic BWR severe accident management strategy employs reactor cavity flooding to terminate ex­

1. Progress in RES Activity

vessel accident progression. Success of the SAM strategy is contingent upon melt release con­

The challenge for application of Risk Oriented Acci­

ditions from the vessel which determine (i) proper­

dent Analysis Methodology (ROAAM) to Nordic

ties and coolability of the bed, as well as (ii) po­

BWR is the complexity of tightly coupled transient

tential for energetic steam explosion. Complex

phenomena and scenarios which limit the effec­

interactions between stochastic accident scenarios

tiveness of heuristic approaches to a priori identifi­

and deterministic phenomena hinder resolution of

cation of the key physics, judgment about impor­

the ex­vessel coolability and steam explosion

tance and impact of timing and coupling of the

issues. Risk Oriented Accident Analysis Methodol­

phenomena and scenarios on the accident pro­

ogy (ROAAM) that marries probabilistic and de­

gression and outcome, and problem decomposi­

terministic approaches is considered as an ade­

tion. In order to overcome the challenge further

quate tool for addressing these issues. The central

the ROAAM+ process is developed for coherent

aim of the MSWI (Melt­Structure­Water Interac­

construction and adaptive refinement of risk

tion) project at Royal Institute of Technology (KTH)

assessment framework, and necessary knowledge

is to develop risk oriented accident analysis frame­

[1]. A schematics of the ROAAM+ framework for

works for quantifying conditional threats to con­

Nor­dic BWRs is presented in Fig. 1.

tainment integrity for a Nordic type BWR reference

The focus of RES is on the process of development

plant design. There are four sub­tasks, tightly inter­

and refining of the ROAAM+ framework. The aim

connected with each other: (1) risk evaluation and

of the process is to achieve (i) completeness, (ii)

synthesis (RES); (2) melt ejection mode (MEM); (3)

consistency, and (iii) transparency in the review of

debris coolability map (DECO); and (4) steam

the analysis and its results. A two­level coarse­fine

explosion impact map (SEIM). Guidelines for exper­

iterative analysis approach is proposed. First, fine­

imental and analytical activities in the MEM, DECO

resolution but computationally expensive methods

and SEIM as well as integration of developed

are used in order (a) to provide better understand­

methods and produced data in ROAAM frame­

ing of key phenomena and their interdependen­

works will be provided in RES (risk evaluation and

cies, (b) to identify transitions between qualita­

synthesis). The report highlights only main results.

tively different regimes and failure modes, and (c)

More detailed description of project achievements

to generate reference data. The fine­resolution

can be found in the relevant publications [1–16].

codes are run independently, assuming wider pos­ sible ranges of the in­put parameters. Second, a set of coupled modular frameworks is developed connecting initial plant damage states with respec­ tive containment failure modes. Deterministic pro­ cesses are treated using surrogate models based on the data obtained from the fine­resolution

232

models. The surrogate models are computationally efficient and preserve the importance of scenario and timing. Analysis carried out with the complete frameworks helps to identify risk significant and Fig. 1: ROAAM+ framework for Nordic BWR.

Grouping and classification of failure secenarios Plant damage state PSA­L1 EOP SAMG +Timing

Core Relocation [SM]

Debris Formation Re­melting Vessel failure [SM]

Melt Eiection Mode [SM]

Ex­vessel debris bed formation and coolability [SM]

Ex­vessel steam explosion [SM]

Failure domain Failure probability Failure probability Failure domain

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Fig. 2: MELCOR nodalization of the Nordic BWR (left), mass of reloca­ ted debris to the lower plenum as a function of time for different accident scenarios.

unimportant regimes and scenarios, as well as

lead to significant variations of the properties of

ranges of the uncertain parameters where fine­

relocated debris bed in this domain. Two

resolution data is missing. This information is used

approaches are being developed for the core relo­

in the next iteration of analysis with fine­resolution

cation SM using ANNs and the database of FM

models, and then refinement of (1) overall struc­

solutions. The preliminary results show that the

ture of the frameworks, (2) full models (FM) and

methods can predict core relocation in most of the

surrogate models (SM), and (3) their interconnec­

scenarios. Clustering and classification analysis

tions. Such iterative approach helps identifying

was developed to characterize results obtained in

areas where additional data may significantly

the multidimensional scenario space [4]. Further

reduce uncertainty in the fine­ and coarse­resolu­

development of the FM database and SM is neces­

tion methods, and increase confidence and trans­

sary in order to predict other important parameters

parency in the risk assessment results. Details of

of core relocation, such as composition of the

the approach are presented in [1]. Further experi­

debris for all initial plant damage states.

ence of practical application of the framework and

Vessel Failure and Melt Ejection frameworks (Fig. 1)

process will be accumulated in the preliminary risk

have been further developed. The DECOSIM FM is

assessment of the containment failure.

used for porous debris beds while the PECM­ ANSYS FM is implemented for non­porous (cake)

2. Progress in MEM Activity

debris beds. Extensive analysis with the PECM­ ANSYS has been carried out using properties of the bed determined by the input from the core reloca­

Full model (FM) of core relocation framework (Fig.

tion SM. The FM analysis data has been gene­

1) has been developed using MELCOR code. Plant

ralized to facilitate the development of surrogate

damage states and accident scenarios are based on

sub­models for prediction of (i) failure timing, (ii)

the PSA­L1 data [2]. GA­IDPSA [3] and MATLAB

melt mass, and (iii) melt superheat. For scenarios

tools are used for sampling and populating the

and assumptions covered by the current database,

database of the FM solutions.. More than 103 acci­

the prediction of the FM output parameters has

dent scenarios have been simulated with MELCOR

shown to be feasible with relatively simple SM

(Fig. 2). The results indicate that depending on the

approximations. In Fig. 3 results of the vessel

scenario and timing of safety systems recovery,

failure timing predictions for different debris

core degradation most likely results in small (less

bed configuration with FM are presented. Res­

than 10 tons) or very large (more than 200 tons)

pective surrogate model is based on regression

relocation of debris. The num­ber of scenarios with

analysis for non­dimensional failure timing

intermediate (from 10 to 200 tons) mass of relo­

Fo = t ∙ ksolid ⁄ ρ ∙ Cp ∙ L2 , where ksolid, ρ and Cp are

cated debris is relatively small. The domain where

debris thermal conductivity, density and heat

such scenarios are located overlaps with the

capacity respectively, L is a length scale. Further FM

domain of very large relocation, meaning that

analysis is needed to cover uncertain scenarios and

small variations in the scenario parameters can

parameters.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

233

Fig. 3: Database of full model results for vessel failure timing (left), and non­dimensional vessel failure timing SM vs FM solution (right).

Fig. 4: Melt fraction at time t=3 hours in the initially dry debris bed.

M = 200 t, d = 2 mm

234

M = 150 t, d = 1 mm

M = 100 t, d = 1 mm

The DECOSIM FM can provide information on the

tor) code capabilities were extended to solve

coolability of the debris bed as a function of parti­

energy equations for the liquid, gas, and solid

cle size as well as time histories of temperature and

phases in order to simulate (i) debris bed coolability

melt fraction [5]. DECOSIM results show that, once

in subcooled pool, taking into account hydrostatic

the mean particle diameter exceeds 1 mm, there

water head on the saturation temperature in the

are good chances that initially quenched debris

pool, (ii) post­dryout coolability of the debris bed.

bed will be either coolable, or dried out first but

However, no melt pool formation model is imple­

followed by reflooding of the dry zone. For initially

mented yet. A model for particulate debris bed

dry debris bed with particles larger than 1 mm,

spreading derived from the PDS­C experiments has

water ingress along the vessel walls rapidly isolates

been implemented in DECOSIM. Two computa­

the hot zone from the walls and locations of con­

tionally efficient surrogate models have been

trol guide tubes and instrumentation guide tubes

developed and validated against DECOSIM (full

welding; remelting, if at all, is most probable to

model) predictions. Namely a surrogate model

occur in the upper zone (Fig. 4). Debris beds with

(SM) for prediction of the dryout in a non­flat

1 mm particles are not coolable, whether initially

debris bed, and a model for prediction of the max­

quenched or dry; the drag in the bed is very high,

imum temperature in a bed with a dry zone [6].

so that water ingress is hindered or stopped, lead­

The surrogate model for prediction of dryout has

ing to formation of massive remelting zone in the

been used in extensive sensitivity, uncertainty and

bottom part of the debris bed (Fig. 4). Additional

risk analysis by evaluating the conditional dryout

work is needed to couple DECOSIM with vessel

probabilities. The uncertainties in the ranges for (i)

wall failure analysis in order to determine mode

particle size and (ii) the slope angle of the debris

and timing of failure.

bed are deemed to be the most important con­ tributors to the uncertainty of the risk. Therefore,

3. Progress in DECO Activity

the most effective way to reduce the uncertainty in debris coolability would be research on the clarifi­ cation of possible ranges of the slope angle and

Significant progress has been achieved towards the

particle sizes and consideration of correlations

main goal of DECO activity, i.e. development of the

between small particle diameters and high slope

debris bed formation and coolability map [6], [7],

angles which can results in an unacceptable 27%

[8], [9], [10],. DECOSIM (Debris Coolability SIMula­

probability of dryout. Experiments and numerical

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

simulations performed in this project indicate that

spreading debris bed; (iii) for 2 mm particles, debris

small particles are prone to spreading over the pool

bed is coolable, regardless of particle spreading.

basemat by several physical mechanisms, including

Further studies are necessary in order to quantify

interaction with the large­scale circulation flows in

the effect of the uncertainties in the particle

the pool, and self­leveling of debris bed due to

spreading model and the effect of the dry zone on

boiling and vapor release in the bulk of porous

debris bed spreading and coolability.

layer. This means that the probability of having a

Agglomeration surrogate model has been further

small particle diameter and a steep slope angle

developed and validated against VAPEX­P full

simultaneously would be less than that of having a

model results and DEFOR­A experimental data. The

tall bed with large particles, or a flat bed with small

model is based on decomposition of initial tightly

particles, limiting thus the probability of dryout

coupled problem into a set of loosely coupled ones

occurrence. Further quantification of such correla­

(i.e. jet breakup, particle sedimentation, cooling

tions should be addressed in the future work.

and solidification, agglomeration) that can be

Analysis of post dryout debris coolability with

linked together through initial and boundary con­

DECOSIM suggest that in all the cases with particle

ditions. Several parameters in the SM model are

diameters of 3 mm, temperature stabilization

calibrated, using analytical assessments and data

occurred, while for the smallest particles (1 mm)

from the full model in order to take into account

steady temperature rise is observed at a rate pro­

phenomena and dependencies, which are not

portional to specific power W. Preliminary DECO­

modeled explicitly in the SM. Comparison of the

SIM simulations have been carried in order to

results predicted with the full and calibrated SM

investigate the effect of lateral debris bed spread­

suggest that SM provides acceptable accuracy

ing on coolability (Fig. 5). It has been shown that (i)

obtained with about hundred times smaller com­

for 1 mm particles, debris bed remains non­

putational effort [7].

coolable, temperature escalation is observed with

A series of confirmatory DEFOR­A experiments has

or without particle spreading; (ii) for 1.5 mm par­

been carried out with ZrO2­WO3 simulant material

ticles temperature stabilization is observed, for

in order to investigate debris formation and

Fig. 5: Self­levelling of debris bed. Left: initial shape (white line) and after 30 minutes (color map), d=1mm, W=160 W/kg, color map represent the void fraction; Right: maximum temperature in debris bed.

235

Fig. 6: Self­levelling of debris bed. Left: validation of the universal closure for particle flux; Right: cumulative probability of the debris bed maxi­ mum height for diffe­ rent time moments.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Fig. 7: Spearman rank correlation coefficient plotted for various in­ put parameters (left); impulses from uncertainty calculati­ ons (right)

agglomeration phenomena and to produce data

4. Progress in SEIM Activity

for development and validation of the models. The

236

data on particle size distribution, debris bed poros­

Sensitivity and uncertainty analysis of Nordic BWR

ity and agglomeration is in good agreement with

flooded drywell cavity has been carried out using

the previous DEFOR­S, DEFOR­A and FARO tests.

MC3D code in order to estimate the steam explo­

On average, larger particles were obtained with

sion loads on the surrounding walls. The consid­

ZrO2­WO3 melt than with Bi2O3­WO3, size distribu­

ered sensitive parameters are the initial/boundary

tions for both melt simulant materials are within

parameters, melt physical property and code

the ranges of size distributions observed in FARO

parameters. Maximum impulse on wall is used

tests. The difference between particle sizes in the

from output results for the analysis and also the

tests with free falling jets was found to be insig­

liquid droplet melt mass in water which indicates

nificant. There is a tendency to form slightly larger

the amount of melt participating in explosion. A

particles only in the tests with submerged nozzles

Spearman rank correlation is used, which is a rank­

where melt is released under water with initially

ing technique of input and output variable, show­

small jet velocity. Initial jet velocity also seems to

ing the sensitivity of input variables on the output

have no visible effect on the fraction of agglomer­

results. Fig. 7a shows the ranking coefficient plot­

ated debris.

ted for various input parameters. A spearman rank

Particulate debris spreading that drive self­levelling

correlation coefficient is calculated for every input

of the debris bed has been investigated both

variable. Higher value of coefficient shows higher

experimentally and analytically in order to develop

sensitivity of the parameter on the output results.

understanding of key physical processes and pre­

The recognized least sensitive parameters are

dictive capabilities for analysis of reactor accident

therefore eliminated from the parameters list. This

progression [8], [9], [10]. PDS­C (closures) experi­

modified list of parameters is then considered for

mental database obtained in separate effect tests

the following uncertainty analysis using Propaga­

was generalized and a universal non­dimensional

tion of Input Errors (PIE) method.

closure has been proposed for determining particle

This approach represents statistical variation of the

flux as a function of the local slope angle and gas

input parameters, together with their uncertainties,

velocity. Developed closure has been used in a

in order to reveal the propagation of errors through

standalone 1D code for modeling of debris bed

the code. The amount of parameters to be varied

self­levelling in plant accident conditions and also

can be theoretically unlimited. Fig. 7b shows the

implemented in DECOSIM code. The 1D debris

impulses results from the uncertainty calculations,

spreading model has been used for extensive sen­

which are the maximum impulse over the wall. It

sitivity and uncertainty analysis. Further reduction

clears that the range of the impulses approximately

of uncertainty in extrapolation to prototypic acci­

varies between 30–60 kPa.s, whereas, the mean

dent conditions requires extension of the PDS­C

value of the output result is 45 kPa.s. At most 25%

database to particles of different properties, mor­

uncertainty variation in input parameters showed

phologies and size distributions.

approximately 70% total variation in the impulse values. In this way, the sensitivity analysis followed by the uncertainty analysis of a Nordic BWR cavity is

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

carried out using MC3D code. The uncertainty

in stratified configuration. Experimental findings

analysis is to be refined and extended to different

suggest that the risk of stratified steam explosion

type of parameter distribution and new sensitive

might need a reassessment.

parameters which may not be covered in the pres­ ent study. The ex­vessel steam explosion impact map (SEIM)

5. Progress in MISTEE Experiments

framework has been developed in order to con­ nect melt ejection mode and pool parameters with

The objective of the MISTEE experiments is ori­

steam explosion loads on the containment struc­

ented towards addressing separate effects such as

tures [11]. Even 1D FCI codes are too computation­

the material effect bound­with the steam explo­

ally expensive given large number of uncertain

sion phenomena. Although, the potential of

scenario and modeling parameters for direct appli­

MISTEE methodology was raised for refractory

cation in the SEIM framework for uncertainty and

material testing (up to ~1500 °C), previous studies

risk analysis. Development of the SM relies on a

have confirmed the criticality of performing exper­

database of solutions generated by a 1D FCI code

iments with high temperature binary oxide materi­

TEXAS. Sensitivity study is used to identify the list

als/prototypic corium melts.

of the influential input parameters that should be

For the purpose of performing single droplet steam

used in surrogate model development. A method­

explosion experiments with prototypical corium

ology for SM development has been proposed and

melts, various designs of the facility (called MISTEE­

applied. Preliminary analysis provides cumulative

HT) and feasibility studies of prototypes have been

probability density of the explosion impulse for the

conducted for high­temperature melt preparation

jets of different diameters (Fig. 8). The ongoing

and molten droplet delivery. After a series of test­

work is focused on integration of the SM into the

ing, qualification/calibration of the designs and

top level of the ROAAM+ framework. Application

prototypes which were necessary to develop the

of 1D code requires an additional method for cal­

infrastructure with good instrumentation, the old

culating loads on containment structures.

furnace developed for low temperature MISTEE

Experiments carried out on high temperature melt

experiments is replaced by a induction heating of

pouring into a shallow pool [12] resulted in several

tungsten crucible placed inside of multiple concen­

spontaneous steam explosions in stratified melt­

tric zirconia tubes as thermal screens and hermetic

coolant configuration. Formation of melt­coolant

quartz chamber blown by an inert gas. The set­up

premixing layer was observed in the tests, which is

is designed to allow well­controlled high­tempera­

in apparent contradiction with the previous

ture melt preparation, single­drop delivery at high

assumptions about stability of the melt­coolant

temperature and precise measurements. The mol­

interface. The assumption was central for conclu­

ten mixture is levitated inside the crucible by exert­

sion about low risk of energetic steam explosions

ing a force through upward inert gas stream to

Fig. 8: Explosion impulse cumulative distribution (50 000 samples) for 140mm and 300mm jet diameter

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

237

oppose the gravity. The melt retention (through

Publications

the aerodynamic levitation) and discharge (by cut­ ting off inert gas stream) is controlled by a quick­

[1]

P. Kudinov, S. Galushin, S. Yakush, W. Villanueva,

acting pneumatically controlled 3­way valve which

V.­A. Phung, D. Grishchenko, N. Dinh,

is installed under the bottom of the crucible. The

«A Framework for Assessment of Severe

new design has enabled an operating temperature

Accident Management Effectiveness in Nor­

higher than 2200 °C.

dic BWR Plants,» Probabilistic Safety Assess­ ment and Management PSAM 12, June,

International Cooperation

Honolulu, Hawaii, Paper 154, 2014. [2]

P. Kudinov, S. Galushin, A. Goronovski, and W. Villanueva, «RES1: Definition of a Refer­

The activities in the MSWI Project at Royal Institute

ence Nordic BWR Plant Design and Plant

of Technology (KTH) are jointly supported by APRI

Damage States for Application of ROAAM to

(consortium of the Swedish Nuclear Authority SSM

Resolution of Severe Accident Issues,»

and Swedish nuclear power companies), ENSI,

Research Report, The Eighth Framework of

European Union (NUGENIA Technical Area 2) and

Accident Phenomena of Risk Importance

NKS (Nordic Nuclear Safety Research).

(APRI­8), Division of Nuclear Power Safety, Royal Institute of Technology (KTH), Stock­

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

holm, Sweden, April 04, 2014. [3]

P. Kudinov, Y. Vorobyev, M. Sánchez­Perea, C. Queral, G. Jiménez Varas, M. J. Rebollo, L. Mena, J. Gómez­Magán, «Integrated Deter­

Substantial progress has been achieved in the

ministic­Probabilistic Safety Assessment

project on development of the risk assessment

Methodologies», Nuclear España, 347,

frameworks. In RES task further development of the ROAAM approach (ROAAM+) has been pro­

Enero, pp.32–38, 2014. [4]

posed. Risk assessment platform and integration

Grouping and Classification of Scenarios in

of the full and surrogate models are under devel­

Integrated Deterministic­Probabilistic Safety

opment. The core relocation, in­vessel debris

Analysis», PSAM12, Honolulu, USA, June

coolability, vessel failure and melt ejection studies

22–27, 2014.

are central for understanding of the modes and

[5]

S. E. Yakush, W. Villanueva, S. Basso and

timing of melt release scenarios and respective

Kudinov P., «Simulation of In­vessel Debris

ex­vessel accident progression consequences. The

Bed Coolability and Remelting,» The 10th

DECO study is focused on development and vali­

International Topical Meeting on Nuclear

dation of (i) models for prediction of the debris

Thermal­Hydraulics, Operation and Safety

bed properties, (ii) DECOSIM code for investiga­

(NUTHOS­10), Okinawa, Japan, December 14–18, Paper 1281, 2014.

tion of feedbacks and self­organization processes in the debris bed formation and coolability, and 238

S. Galushin, P. Kudinov, «An Approach to

[6]

S.E. Yakush and P. Kudinov, «A Model for

(iii) uncertainty and risk assessment in coolability

Prediction of Maximum Post­Dryout Temper­

of the debris bed in prototypic accident condi­

ature in Decay­Heated Debris Bed,» Proceed­

tions. The SEIM study is assessing the impact of

ings of the 22nd International Conference on

steam explosion on containment structures and

Nuclear Engineering, ICONE22, July 7–11,

provides advanced sensitivity analysis of the

Prague, Czech Republic, ICONE22­31214,

impact to the conditions of melt release. In 2015

2014.

research efforts will be concentrated on further

[7]

P. Kudinov and M. Davydov, «Development

integration of the developed models within the

of Surrogate Model for Prediction of Corium

framework of risk oriented accident analysis for

Debris Agglomeration,» In Proceedings of

Nordic type BWRs.

ICAPP­2014, Charlotte, USA, April 6–9, Paper 14366, 2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

[8]

S. Basso, A. Konovalenko and P. Kudinov,

[16] Thakre S., Ma W., «3D Simulations of the

«Sensitivity and Uncertainty Analysis for

Hydrodynamic Deformation of Melt Droplets

Predication of Particulate Debris Bed Self­

in a Water Pool», Annals of Nuclear Energy,

Leveling in Prototypic SA conditions», In Pro­

Vol. 75, pp. 123–131, 2015.

ceedings of ICAPP­2014, Charlotte NC, USA, [9]

[17] Thakre S., Manickam L., Ma W., A numerical

April 6–9, paper 14329, 2014.

simulation of jet breakup in melt coolant

S. Basso, A. Konovalenko and P. Kudinov,

interactions, Annals of Nuclear Energy, Vol.

«Development of scalable empirical closures

80, pp. 467–475, 2015.

for self­leveling of particulate debris bed,» In Proceedings of ICAPP­2014, Charlotte NC, USA, April 6–9, Paper 14330, 2014. [10] A. Konovalenko, S. Basso, and P. Kudinov «Experiments and Characterization of the Two­Phase Flow Driven Particulate Debris Spreading in the Pool,» The 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydrau­ lics, Operation and Safety (NUTHOS­10), Okinawa, Japan, December 14–18, Paper 1257, 2014. [11] D. Grishchenko, S. Basso, P. Kudinov, and S. Bechta, «Sensitivity Study of Steam Explosion Characteristics to Uncertain Input Parameters Using TEXAS­V Code,» The 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydrau­ lics, Operation and Safety (NUTHOS­10), Oki­nawa, Japan, December 14–18, Paper 1293, 2014. [12] P. Kudinov, D. Grishchenko, A. Konovalenko, A. Karbojian, S. Bechta, «Investigation of Steam Explosion in Stratified Melt­Coolant Configuration,» The 10th International Topi­ cal Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics, Operation

and

Safety

(NUTHOS­10),

Okinawa, Japan, December 14–18, Paper 1316, 2014. [13] Thakre S., Li L., Ma W., «An Experimental Study on Coolability of a Particulate Bed with Radial Stratification or Triangular Shape», Nuclear Engineering and Design, Vol. 276, pp. 54–63, 2014. [14] Thakre S., Manickam L., Ma W., «A numeri­ cal simulation of jet breakup in melt coolant interactions», The 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal­Hydraulics, Operation

and

Safety

(NUTHOS­10),

Okinawa, Japan, December 14–18, 2014. [15] Thakre S., Ma W., «An experimental study on the coolability of stratified debris beds», Proceedings of ICAPP 2014, Charlotte, USA, April 6–9, 2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

239

Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung Autor und Koautoren

S. Mayer, F. Assenmacher, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, E. Hohmann, M. Jäggi, A. Karcher

Beauftragte Institution

Paul Scherrer Institut, Abteilung Strahlenschutz und Sicherheit, Sektion Messwesen

Adresse

CH­5232 Villigen PSI

Telefon, E­Mail, Internetadresse

+41 56 310 2338, [email protected], www.psi.ch

Dauer des Projekts

1. Januar 2013 bis 31. Dezember 2015

ZUSAMMENFASSUNG

Aeroradiometrie in Betrieb genommen, wäh­

Im Berichtsjahr gab es im Rahmen des Projekts

rend der diesjährigen Aeroradiometrieübung

«Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor­

ARM2014 erprobt und anhand von Messflügen

schung» verschiedene Teilprojekte zu bearbei­

mit dem bestehenden System verglichen.

ten, die Weiterentwicklungen auf den Gebie­

Weiterhin wurden radiochemische Methoden

ten der Dosimetrie, Strahlenmesstechnik und

und Messtechnik für die Bestimmung von Akti­

Radioanalytik darstellen.

niden weiterentwickelt und in Bezug auf die

Experten der Sektion Messwesen wirkten aktiv

Anwendung bei Rückbauprojekten optimiert.

in verschiedenen internationalen Arbeitsgrup­

Das Messwesen hat an insgesamt acht Ver­

pen der Technischen Kommission 85 der Inter­

gleichsmessungen in den Bereichen Radioana­

nationalen Standardorganisation ISO und

lytik und Dosimetrie teilgenommen. Die Ergeb­

EURADOS («European Radiation Dosimetry

nisse erfüllen bis auf eine Ausnahme die Anfor­

Group») mit. Die Mitarbeit bei der ISO erstreckte

derungen.

sich dabei auf wesentliche Revisionen der Nor­

Im Berichtszeitraum wurden zwei Master­

menwerke.

Arbeiten betreut und erfolgreich abgeschlos­

In Zusammenarbeit von NAZ, ENSI und PSI

sen.

wurde ein neu beschaffter Detektor für die

241

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Projektziele

(14/15) Klingnau­Projekt: Bestimmung der Sedimentationsrate mit 210Po/210Pb

Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung wurden für 2014

(14/16) ad hoc Probleme des ENSI nach

folgende Projektziele mit dem ENSI vereinbart:

Absprache mit dem Projektleiter

(14/1) Fachbegleitung von Studenten (Nachwuchsförderung im Strahlenschutz

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

(14/2) Mitarbeit bei der internationalen Normung in der Strahlenmesstechnik

(14/1) Fachbegleitung von Studenten (Nachwuchsförderung im Strahlenschutz)

(14/3) Weiterentwicklung und Optimierung

Im Berichtszeitraum wurden zwei Masterarbeiten

eingeführter Messmethoden in KKW

betreut: Die Eichstelle betreute eine Masterarbeit in Zusam­

(14/4) Anwendung der GENIE2000­ und

menarbeit mit der RWTH Aachen (Studiengang

ISOCS/LABSOCS­Software in der

Nuclear Safety Engineering). Ziel der Arbeit war die

γ­Spektrometrie

Kalibrierung eines Spektrometers zur Messung von Röntgenspektren mit mittleren Energien von 12

(14/5) Einführung von neuen Techniken

keV bis 250 keV. Dafür wurde ein Cadmium­Tellu­

und Methoden und deren Weiterentwicklung

rid Detektor beschafft und in Betrieb genommen.

in der Dosimetrie

Die energieabhängige Detektorantwort wurde an­ hand eines geometrischen Modells durch das

(14/6) Mitarbeit in EURADOS­Programmen

Monte Carlo­Methoden berechnet und durch ein

mit direktem Bezug zu aktuellen Frage­

empirisches Modell an Messdaten angepasst. Erst

stellungen in der Schweiz

Messungen der Spektren an der Röntgenanlage der PSI­Eichstelle zeigten Unterschiede zwischen

(14/7) Begleitung der Aeroradiometrie­

den Simulationen basierend auf den in der ISO­

übungen mit Berichterstattung

Norm 4037 publizierten Diagrammen der spektra­ len Photonenfluenz und den gemessenen Spek­

(14/8) Charakterisierung von Strahlenschutz­

tren. Eine Analyse dieser Unterschiede legt den

messmitteln und Dosimetern

Schluss nahe, dass die in der Norm publizierten Di­ agramme eher qualitativen als quantitativen Cha­

(14/9) Bestimmung von Aktiniden aus

rakter besitzen. Die Masterarbeit wurde im Dezem­

Strahlkomponenten Target «M»

ber 2014 eingereicht und wird im Januar 2015 verteidigt.

242

(14/10) Teilnahme an nationalen und

In der Radioanalytik wurde eine Masterarbeit über

internationalen Vergleichsmessungen

die Datierung von Sedimentproben mit der

210

Pb­

Methode in Kooperation mit der Ludwig Albert (14/11) Durchführung der nationalen

Universität (Freiburg i.Br.) durchgeführt. Zusätzlich

Vergleichsmessung für externe Personen­

zu dieser Datierung wurden auch Aktivitätsprofile

dosimetrie

von

137

Cs und anthropogenen Aktiniden aufge­

nommen. Innerhalb der Messunsicherheiten erga­ (14/12) Optimierung der α/β­Separation für

ben sich identische Sedimentationsraten von ca.

LSC mit Variationen der Diskriminator­

1 cm/Jahr aus der

Settings

den

137

210

Pb­Datierung wie auch aus

Cs­Horizonten. Zudem wurden neben der

α­Spektrometrie die Plutonium­Fraktionen zusätz­ (14/13) Anwendung einer sequentiellen

lich massenspektrometrisch analysiert, um die

radiochemischen Trennmethode für die

239

Bestimmung von Sr, Th, U, Pu und Am

zusätzliche Analyse stand ein kompletter Pu­Isoto­

Pu/240Pu­Verhältnisse zu bestimmen. Durch diese

pen­Datensatz mit 238Pu, 239Pu, 240Pu und 241Pu (via eingewachsenem

241

Am) zur Verfügung, mit dem

verschiedene Emissions­Komponenten (wie die at­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

mosphärischen Bombentests, der Chernobyl­Un­

Flächenquelle direkt auf dem Detektor signifikant

fall, Emissionen durch nukleare Anlagen) genau

beeinflusste. Mit den Auswertungen durch die In­

unterschieden werden konnten. Die Arbeit wurde

terwinner­Software wurden «klassisch» über Akti­

erfolgreich abgeschlossen.

vitätsdateien Efficiencykurven via Polynomfit er­ zeugt. In einem zweiten Schritt wurden dann

(14/2) Mitarbeit bei der internationalen Normung in der Strahlenmesstechnik

Efficiencykurven mit der ISOCS/LABSOCS Software

Ein Draft International Standard (DIS) «Surveillance

Geometriepositionen berechnet. Für alle Messgeo­

of the activity concentrations of airborne radioac­

metrien und Radionuklide ergab die LABSOCS­Be­

tive substances in the workplace of nuclear facili­

rechnung innerhalb der Messunsicherheiten zu

ties» wurde mit einem am PSI erstellten Anhang

den Referenzwerten identische Resultate.

und einem Geometrieeditor für die verschiedenen

«Examples for the determination of uncertainty,

zur internationalen Abstimmung gestellt.

(14/5) Einführung von neuen Techniken und Methoden und deren Weiterentwicklung in der Dosimetrie

Die internationale Abstimmung über den partiell

Um die Diskriminierungsfähigkeiten des TASL­Aus­

unter Federführung des PSI erstellten Norment­

wertesystems zu prüfen, wurden im Berichtsjahr

wurf ISO/DIS 7503 Measurement of radioactivity –

Personen­Neutronendosimeter mit CR­39 Detek­

Measurement and evaluation of surface contami­

toren (Material TASL) in der Prüfkammer des PSI ei­

nation mit den Teilen «Part 1: General principles,

ner erhöhten Radongasexposition ausgesetzt. Die

Part 2: Test method using wipetest samples, und

Dosimeter wurden 4 verschiedenen Radonexposi­

Part 3: Apparatus calibration» verlief erfolgreich

tionen zwischen 50 und 15000 kBq h/m3 ausge­

und dieser Normentwurf kann in die nächste Phase

setzt. Zusätzlich wurden ein Teil der Dosimeter

der Normungsprozesses überführt werden.

bzw. Detektoren an der

(14/3) Weiterentwicklung und Optimierung eingeführter Messmethoden in KKW

strahlt und als Untergrund­Kontrolle unbestrahlt

Die neu eingeführte Eichpflicht für Ausgangsmoni­

Standardprozedur (2 h 50 min bei 85 °C mit 6.25M

tore an Kernanlagen wurde durch die Erstellung

NaOH) chemisch aufbereitet. Die Auswertung er­

von entsprechenden Eichvorschriften vorbereitet.

folgte mit dem Auswerteprogramm TASLImage

Anschliessend wurde das geplante Vorgehen in

und den in der Routine verwendeten Einstel­

der Praxis überprüft und optimiert. Es zeigte sich,

lungen. Die Radongas­Empfindlichkeit der Detek­

dass die Kalibrierfaktoren aus den Abnahmemes­

toren bzw. Dosimeter wird aus dem zusätzlich

sungen der Gerätehersteller überwiegend inner­

durch die Rn­Exposition erzeugten Signal, bzw.

halb der Eichfehlergrenzen liegen. Unzureichend

Dosiswert, bezogen auf die integrierte Rn­Exposi­

eingestellte Alarmschwellen und als zu wenig kon­

tion während der Exposition, berechnet. Die vorlie­

servativ erachtete Kalibrierfaktoren wurden auf­

genden Ergebnisse der Experimente in der Prüf­

grund der Messungen durch die Betreiber ange­

kammer zeigen, dass die Diskriminierungsmethode

passt.

des TASLImage­Auswerteverfahrens der durch das

decision threshold and detection limit according to ISO 11929» erstellt und mit Endtermin 18.1.2015

241

Am­Be­Anlage der PSI­

Eichstelle mit einer Hp(10)­Dosis von 3 mSv be­ belassen. Alle Detektoren wurden mit der TASL­

Radongas verursachten α­Spuren im PADC­Detek­

(14/4) Anwendung der GENIE2000- und ISOCS/ LABSOCS-Software in der γ-Spektrometrie

tormaterial sehr effizient, erfolgreich und stabil ist.

Für dieses Projekt wurden drei verschiedene jeweils

tronendosis zu erwarten ist, sind sogar sehr hohe

zertifizierte Kalibrierstandards (1 l und 50 ml Kau­

Radongasexpositionen unproblematisch. Wird je­

tex­Weithalsflasche, 5 cm Flächenquelle) gemes­

doch eine Neutronendosis von einigen mSv gemes­

sen und mit den Softwarepaketen Interwinner 5.0

sen, kann nicht vollständig ausgeschlossen wer­

und GENIE2000 ausgewertet. Gemessen wurden

den, dass der Messwert durch Spuren von Radon

die Proben direkt am Detektor und in 10 cm Ab­

induzierte α­Teilchen verfälscht wird.

stand. Durch die Messung mit der GENIE2000

Zur Verbesserung der Nachweisempfindlichkeit

Software konnte darüber hinaus auch eine DOE­

und der Zuverlässigkeit des Neutronendosimeters

validierte Summationskorrektur durchgeführt wer­

des PSI für die Personenüberwachung wurden, zu­

den, was die Messwerte von Multilinienemittern

sätzlich zur regelmässigen Qualitätssicherung, Ver­

( Co und

suchsreihen mit PADC­Materialien unterschied­

60

88

Y) insbesondere für die Messung der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Bei Untergrundmessungen, d.h. wenn keine Neu­

243

Abbildung 1. Gemessene Th­Aktivitäts­ konzentration in der Umgebung des PSI. Die bekannte Thorium­ Anomalie über dem Rotbergegg wurde gut erkannt 232

den sich von Hersteller zu Hersteller, die das ur­

(14/6) Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in der Schweiz

sprüngliche CR­39­Material aus den 80er Jahren

Das Messwesen hat im Berichtsjahr an zwei durch

weiterentwickelt haben. Dementsprechend unter­

EURADOS organisierte Vergleichsmessungen teil­

scheiden sich die dosimetrischen Eigenschaften

genommen. Eine Zusammenfassung der Ergeb­

der PADC­Materialien und die von den Herstellern

nisse erfolgt mit dem Projektziel (14.10).

licher Hersteller durchgeführt. Die heutzutage kommerziell verfügbaren Materialien unterschei­

empfohlenen chemischen Ätzprozeduren. Bei der Materialien der Firmen Thermo Electron (USA),

(14/7) Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Berichterstattung

Track Analysis System Limited (GB), Intercast srl

Gemeinsam mit ENSI und NAZ wurde der neu be­

(Italien) und Chiyoda Technol Corporation (Japan)

schaffte Aeroradiometriedetektor der NAZ mit in­

mit unterschiedlichen Ätzprozeduren behandelt;

tegriertem Spektrometer in Betrieb genommen

mit der Zielsetzung, eine Kombination aus Material

und während der diesjährigen Aeroradiometrie­

und Ätzprozedur zu identifizieren, die signifikant

übung ARM2014 erprobt. Das spektrometrische

besser ist als das zur Zeit verwendete Material von

Verhalten des neuen Detektors wurde an den Be­

Track Analysis System Limited und der am PSI ver­

strahlungsanlagen des PSI quantifiziert und die für

wendeten Ätzprozedur. Als Ätz­Agens wurden Na­

die Datenauswertung erforderliche Korrekturma­

triumhydroxid (NaOH) und Kaliumhydroxid (KOH)

trix bestimmt.

in unterschiedlichen Modalitäten, mit verschie­

Die diesjährigen Messflüge fanden vom 02. bis 06.

durchgeführten Versuchsreihe wurden die PADC­

244

denen Ätz­Zeitdauern und Temperaturen einge­

Juni 2014 statt. Messungen über dem Routine­

setzt. Ebenso wurde der Einfluss von Dibutylphtha­

messgebiet KKB­KKL­PSI­ZWILAG, auf Wunsch der

lat als Zusatzstoff beim Ätzvorgang untersucht. Die

deutschen Kollegen erweitert um einen Streifen

Experimente zu der Versuchsreihe wurden abge­

auf deutschem Territorium, lieferten normale

schlossen und die PADC­Detektoren mit dem TAS­

Werte. Die Städtemessung über Winterthur,

LImage Scanning­System ausgewertet. Die Zusam­

Schaffhausen, Baden und Brugg zeigte ebenfalls

menfassung und Auswertung der Messdaten von

keine ungewöhnlichen Werte. Im Rahmen der

fünf Materialien und acht Ätzprozeduren zur Be­

Aeroradiometrieübung wurde eine gemeinsame

stimmung der Empfindlichkeit auf Neutronen und

Übung mit dem Kanton Thurgau und Schutz und

zur Bestimmung der Nachweisgrenze ist aktuell in

Rettung Zürich durchgeführt.

Arbeit.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Die Aeroradiometrieübung ARM2014 wurde zu­

dem Personendosimeter des PSI für Neutronen. Als

dem genutzt, um eine direkte Vergleichsmessung

Ergebnis der Evaluation der für dieses Projekt spe­

zwischen dem bestehenden NAZ­System und dem

zifischen Anforderungen hat sich das auf dem

Prototypen des geplanten neuen Aeroradiometrie­

Messprinzip der Radiophotolumineszenz (RPL) be­

systems RLL durchzuführen. Am 6.6.2014 wurde

ruhende Dosimetriesystem der Firma Chiyoda

hierzu die Umgebung des Paul Scherrer Instituts

Technol Corporation aus Japan als am besten ge­

(PSI) mit beiden Systemen vermessen. Im Messge­

eignet herausgestellt und wird im Jahr 2015 für

biet befinden sich eine bekannte Thorium­Anoma­

das PSI beschafft.

lie und aus der Luft detektierbare Radionuklidlager. Abbildung 1 zeigt exemplarisch die gemessene 232

Th­Aktivitätskonzentration in der Umgebung

(14/9) Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkomponenten Target «M»

des PSI mit der bekannten Thorium­ Anomalie über

Das Target M ist eine rotierende Scheibe, die haupt­

dem Rotbergegg. Für weitere Messflüge wurden

sächlich aus Kohlenstoff besteht und für die Pro­

zusätzlich durch den PSI­Betriebsstrahlenschutz

duktion von Mesonen mit Protonen einer Energie

Co­Quelle

von 590 MeV bestrahlt wird. Insgesamt konnten 9

(0.3 GBq) auf dem Betriebsgelände des PSI ausge­

Stahlproben aus einem solchen Target erfolgreich

legt.

aufgeschlossen werden. Dabei wurden Ausbeuten

eine

137

Cs­Quelle (3.6 GBq) und eine

60

Pu, von (61 ± 26)% für

Mit dem neuen Messsystem RLL wurden zwei

von (63 ± 4)% für

Messflüge mit verschiedenen Betriebsmodi über

234,238

dem Messgebiet ausgeführt. Im Standard­Modus

für 241Am erhalten. In einem nächsten Schritt wer­

239,240

U, von (78 ± 5)%

230,232

Th und von (83 ± 14)%

werden über fünf Sekunden gemittelte Spektren

den die ermittelten Aktivitätskonzentrationen von

verwendet, der RAW­Modus entspricht der im be­

239,240

stehenden NAZ­System verwendeten Auswertung

anlagen des PSI mit Ergebnissen von Modellrech­

von Einzelspektren mit je einer Sekunde Messzeit.

nungen verglichen.

Pu,

234

U und

241

Am durch die Sektion Target­

Einige der radiologischen Messwerte, die durch radiometriesystems RLL im Stand vom 6.6.2014

(14/10) Teilnahme an nationalen und internationalen Vergleichsmessungen

berechnet wurden, weichen erheblich von den Er­

Im Laufe des Jahres nahm die Radioanalytik an fünf

wartungswerten im Vergleichsmessgebiet ab. Vom

verschiedenen Vergleichsmessungen teil, davon

Hersteller des Systems wurden Vorschläge zur Ver­

wurden vier seitens des Veranstalters im Berichts­

besserung von Software und Kalibrierung in Aus­

jahr ausgewertet und publiziert. Die Ergebnisse der

sicht gestellt, welche in einem für 2015 geplanten

Radioanalytik von allen Proben und allen Radio­

Messvergleich überprüft werden.

nukliden war durchweg innerhalb der Akzeptanz­

das Auswerteprogramm des Herstellers des Aero­

kriterien.

(14/8) Charakterisierung von Strahlenschutzmessmitteln und Dosimetern

Die Dosimetrie hat im Berichtsjahr an zwei durch EURADOS organisierte Vergleichsmessungen teil­

In der Schweiz wird ein halbnumerisches Verfahren

genommen. Für die Vergleiche von Personendosi­

zur Kalibrierung von Oberflächenkontaminations­

metern wurden die beiden vom PSI verwendeten

messgeräten verwendet. Dieses Verfahren ermög­

Systeme TLD und DIS­1 und von Umgebungsdosi­

licht ebenfalls eine Bestimmung von Kalibrierfak­

metern das TLD­System, basierend auf den Al2O3

toren für Radionuklide, für die keine adäquate

Detektoren, angemeldet. Die Referenzwerte für

Kalibrierquelle erhältlich ist. So konnte eine Beur­

den Vergleich der Personendosimeter wurden be­

Ra­Kontaminationen unter Berück­

reits mitgeteilt. Der Mittelwert der Verhältnisse

sichtigung der gesamten Zerfallskette ermöglicht

Messwert PSI zum Referenzwert liegt für das TLD­

werden.

System bei 1.09 und für das DIS­1 System bei 0.95.

Für den Ersatz des seit 30 Jahren am PSI eingesetz­

Die grösste Abweichung (ca. + 50%) wurde beim

teilung von

226

ten Personendosimetriesystems wurde eine Markt­

TLD­System für eine Winkelbestrahlung bei einer

studie über kommerziell verfügbare Dosimetrie­

Strahlqualität W­80 festgestellt. Beim DIS­1 System

systeme durchgeführt. Die Schwerpunkte lagen

wurde die grösste Abweichung (­24%) bei einer

dabei auf Anforderungen der Schweizer Strahlen­

kombinierten Strahlqualität festgestellt. Zusam­

schutzgesetzgebung, Modernität der Technik, Zu­

menfassend erfüllen die Ergebnisse beider Systeme

verlässigkeit von System und Software, Möglich­

die Anforderungen. Die Referenzwerte für den Ver­

keiten der Automatisierung und Kombination mit

gleich der Umgebungsdosimeter werden nicht vor

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

245

Mitte nächsten Jahres zur Verfügung stehen.

auf einem LS­Spektrometer mit elektronischer α/β­

Des Weiteren hat die Dosimetrie mit dem Neutro­

Trennung gemessen. Abbildung 2 zeigt, dass für

nendosimeter (CERN­Gehäuse) am PTB­Vergleich

tiefe Diskriminator­Settings praktisch beide Teil­

2014 für Personen­Neutronendosimeter teilge­

chensorten als α­Strahler erkannt werden, wäh­

nommen. Alle Ergebnisse erfüllen die Anforderun­

rend für sehr hohe Settings praktisch nur noch

gen.

β­Events registriert werden. Die Figur zeigt ferner, dass die Kurven stetig verlaufen und sich an der Or­

(14/11) Durchführung der nationalen Vergleichsmessung für externe Personendosimetrie

minalen Fit durch die Datenpunkte an, ergibt sich

Im Auftrag des ENSI wurde die nationale Ver­

Gemäss einer Studie befindet sich der optimale

gleichsmessung für externe Personendosimetrie,

Diskriminator­Zeitpunkt genau auf dem Wende­

an der elf Schweizer Dosimetriestellen teilgenom­

punkt der Funktionen, d.h. im Beispiel genau auf

men haben, durchgeführt und der Abschlussbe­

dem Schnittpunkt der spiegelgleichen Funkti­

richt dem ENSI weitergeleitet. Alle teilnehmenden

onen[1]. Mathematisch ergibt sich das Diskrimina­

Dosimetriestellen konnten die Anforderungen für

tor­Optimum aus der zweifachen Ableitung der

Personendosimeter (Ganzkörperdosimeter) bei Be­

Funktion dritten Grades mit Nullsetzung des Ordi­

strahlung unter Referenzbedingungen mit der

natenwertes. Mit den erhaltenen Parametern er­

Strahlenqualität S­Cs erfüllen. Bei der Überprüfung

gibt sich für obiges Beispiel ein optimaler Diskrimi­

der Extremitätendosimeter unter Referenzbedin­

nator­Zeitpunkt für die α­Messung von 132. Da die

gungen wurden von zwei Dosimetriestellen die

Funktionen praktisch spiegelgleich sind, ist dieser

Anforderungen nicht erfüllt.

Wert (Schnittpunkt der Kurven) auch der optimale

dinate spiegeln lassen. Wendet man einen polyno­ für den besten Fit eine Gleichung dritten Grades.

Diskriminator­Zeitpunkt für die β­Messung. Be­

(14/12) Optimierung der α/β-Separation für LSC mit Variationen der Diskriminator-Settings

rechnet man nun für den optimalen Abszissenwert

Die klassische Methode zur optimalen α/β­

sich sowohl für die β­ wie auch α­Zählrate jeweils

Trennung bei LSC­Messungen ist sehr zeitaufwen­

ein Wert von ca. 20000 cpm, was für beide Teil­

dig und kann, wie erfolgreich erprobt wurde, über

chensorten etwa einer Zähleffizienz von 100%

ein einfaches Best­Fit Verfahren ersetzt werden. Im

entspricht, d.h. die gegenseitige Missklassifizie­

graphisch

rung ist hier < 1%.

237

Np/

233

dargestellten

Beispiel

wurde

eine

den korrespondierenden Ordinatenwert, ergibt

Pa­Lösung (Aktivität je ca. 20000 dpm),

die sich im säkularen Gleichgewicht befand, in einem α/β­Szintillationscocktail homogenisiert und

Abbildung 2.

246

α­ (blau) und β­Zählraten (rot) für das Nuklidpaar 237 Np / 233Pa als Funktion des α/β­ Diskriminator­Settings.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 3. Aktivitätskonzentrati­ on von 210Pb in Bq/kg gegen die Tiefe der Sedimentschicht. Die Sedimentationsrate lässt sich aus der Steigung der Graden (rot) (1.0 ± 0.2) cm/ Jahr bestimmen

(14/13) Anwendung einer sequentiellen radiochemischen Trennmethode für die Bestimmung von Sr, Th, U, Pu und Am

strahlung mit grossen Messunsicherheiten behaf­

Im Rückbau ist es notwendig, die Aktivitätskon­

genau gemessen werden und steht in Proben, die

zentrationen von Sr, Th, U, Pu und Am zeitnah zur

älter als ein Jahr sind, mit dem Mutterisotop

Probenerhebung zu bestimmen. Nach einer aus­

im säkularen Gleichgewicht. Es zeigte sich, dass

giebigen Literatursuche wurde die Trennmethode

mittels der Datierung via 210Po die Sedimentations­

basierend auf einer Studie, die in der ursprüng­

rate auf unrealistische 2.4 cm/a anstieg. Diese Ab­

lichen Arbeit bei Wasser und Wischtestproben an­

weichung zu der Datierung via 210Pb und 137Cs be­

gewendet wird, als Ausgang für die Untersu­

deutet, dass das oberflächlich gelöste

chungen für feststoffliche Materialproben gewählt

zur Datierung von Sedimentkernen verwenden

[2]. In Rückbauprojekten fallen häufig grosse Pro­

kann. Vermutlich werden durch das Auslaugen der

benmengen an, so dass eine einfache und effizi­

Sedimente auch Spuren von

ente Trennmethode angewendet werden sollte.

sphäre mit gelöst.

tet ist, wurde das kurzlebige Folgeprodukt

210

Po

analysiert. Dieses kann via α­Spektrometrie sehr

210

210

210

Pb

Po nicht

Po aus der Litho­

Erste Versuche ergaben Ausbeuten für Sr von Am von 80%. Diese Werte stimmen mit Ergebnis­

(14/16) ad hoc Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter

sen der durch die bisher angewendete in der Vor­

Im Berichtszeitraum gab es keine Anfragen des

bereitung aufwendigere Trennmethode bestimm­

ENSI zu diesem Arbeitspaket.

89%, Th von 70%, U von 89%, Pu von 90% und

ten Aktivitätskonzentration überein. Es ist geplant, das neue Verfahren an weiteren Rückbau­ und Umweltproben zu untersuchen.

Nationale Zusammenarbeit

(14/15) Klingnau-Projekt: Bestimmung der Sedimentationsrate mit 210Po/210Pb

Auf nationaler Ebene fanden intensive Kollabora­

Mit der Methode der Datierung via

de Radiophysique (IRA) und fachliche Beratungen

210

Pb erhält

man beim Klingnauer Stausee­Sediment eine Sedi­ mentationsrate von (1.1 ± 0.2) cm/a (exemplarisch dargestellt in Abbildung 3) und mit der Datierung via 137Cs eine Rate von (1.0 ± 0.2) cm/a. Die zwei für die Datierung verwendeten Nuklide wurden durch γ­Spektrometrie gemessen. Da die Datie­ rung via

210

Pb durch die Messung der Photonen­

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

tionen in mehreren Teilprojekten mit dem Institut für das METAS statt .

247

Bewertung 2014 und Ausblick 2015 Die Projektziele 2014 wurden gemäss den Verein­ barungen zur Zusammenarbeit in der Strahlen­ schutzforschung aus der Sicht des PSI erreicht. Im Rahmen der ENSI­PSI­Vereinbarungen sind die Weiterführung von bestehenden Projekten und der Beginn neuer, mit dem ENSI bereits definierter Projekte vorgesehen.

Publikationen M. Jäggi und J. Eikenberg, (2014): Comparison of the TriCarb and Hidex 300SL technique using measurements of 241Pu and 90Sr on various samp­ les. Applied Radiation and Isotopes, 93, 120– 125. G. Butterweck, I. Heese, R. Hugi, J. Züllig, H. Hödlmoser, E. Hohmann, S. Mayer: Using Gase­ ous Emissions of a Proton Accelerator Facility as Tracer for Small­Scale Atmospheric Dispersion, Radiat. Prot. Dosim., doi:10.1093/rpd/ncu304, 2014

Referenzen [1]

Xiao­gui Feng, Qian­ge He, Jian­chen Wang, Jing Chen: A method for optimum PSA set­ ting in the absence of a pure α or β emitter and its application in the determination of 237Np/233Pa, Applied Radiation and Isoto­ pes, 93, S. 114–119, 2014.

[2]

Xiongxian und Kramer­Tremblay: Five­co­ lumn chromatography separation for simul­ taneous determination of hard­to­detect ra­

248

dionuclides in water and swipe samples, Analytical Chemistry, 86, 2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Entwicklung eines Berechnungswerkzeuges zur unabhängigen Beurteilung der thermischen Dimensionierung von Transport- und Lagerbehältern Autor und Koautoren

C. Dinkel, M. Frisch, R. Hackenschmidt, F. Rieg

Beauftragte Institution

Universität Bayreuth, Lehrstuhl für Konstruktionslehre und CAD

Adresse

Universitätsstrasse 30, 95447 Bayreuth, Germany

Telefon, E­Mail, Internetadresse

+49 (0)921 55 7316, christian.dinkel@uni­bayreuth.de http://www.konstruktionslehre.uni­bayreuth.de

Dauer des Projekts

1. April 2014 bis 31. März 2016

ZUSAMMENFASSUNG

mente­Analyse (FEA). Es ist notwendig, die ein­

Ziel des Projekts ist die Entwicklung eines unab­

zelnen thermischen Randbedingungen, wie

hängigen und neuartigen Hilfsmittels zur Beur­

Strahlung, Konvektion und Wärmeleitung, zu

teilung der thermischen Dimensionierung von

einer neuartigen, globalen Randbedingung zu

Transport­ und Lagerbehältern (T/L­Behälter)

verknüpfen, ohne diesen Bereich mit finiten

für abgebrannte Brennelemente. Es soll damit

Elementen zu vernetzen. Die Kombination die­

möglich sein, Temperaturverläufe im Inneren

ser Randbedingung mit einer Überbrückung

von T/L­Behältern bei beliebiger Beladung

des Spaltes wird als Thermische Spaltbedin­

gemäss Vorgaben des ENSI mit einer komplett

gung (TSB) im Projekt bezeichnet. Dadurch

unabhängigen und eigenständigen Berech­

kann eine erhebliche Zeit­ und Ressourcener­

nungsmethode abzubilden. Eine Innovation ist

sparnis bei der Beurteilung von Transportbehäl­

dabei die besondere Behandlung des Helium­

tern, im Vergleich zu bestehenden Bewertun­

gefüllten Ringspaltes im Behälter durch eine

gen, ermöglicht werden.

speziell angepasste thermische Finite­Ele­

249

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Projektziele Dieses Forschungsprojekt dient zur Entwicklung ei­ nes unabhängigen Berechnungsprogramms, das

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse Thermische Spaltbedingung

die thermische Bewertung von Transport­ und La­ gerbehältern basierend auf der Finite­Elemen­

Die TSB berücksichtigt die Wärmetransportpro­

te­Analyse (FEA) vereinfachen soll. Dazu werden si­

zesse im Helium­gefüllten Ringspalt und stellt zu

mulative und analytische Berechnungsverfahren

diesem Zweck eine spezielle Randbedingung dar,

kombiniert. Im Mittelpunkt steht die Entwicklung

die es ermöglicht, das thermische Verhalten von

einer sogenannten thermischen Spaltbedingung

Brennelementbehältern schnell zu beurteilen. Ab­

(TSB), die die Wärmetransportvorgänge in gasge­

bildung 1 veranschaulicht das Konzept zur Umset­

füllten Spalten abbildet und an die Finite­Elemen­

zung der TSB.

te­Analyse übergibt. Insbesondere wird ein Helium­

Um die Rechenzeit zu minimieren, wird der Bereich

gefüllter Ringspalt untersucht, der sich zwischen

des Ringspaltes zwischen innerem und äusserem

innerem und äusserem Behälterteil befindet. Ziel

Behälterteil nicht vernetzt. Zur Berücksichtigung

dabei ist es, diesen im Rahmen einer FEA nicht zu

der thermischen Effekte im Helium­Spalt wird eine

vernetzen, dessen Effekte auf die Wärmeübertra­

thermische Spaltbedingung entwickelt. Auf Basis

gung aber dennoch zu berücksichtigen. Dazu wird

analytischer Erkenntnisse verknüpft die TSB die

die TSB in das bestehende FE­Programm Z88 [1]

Wärmetransportprozesse Leitung, Konvektion und

von Prof. Dr.­Ing. Frank Rieg vom Lehrstuhl für

Strahlung in einer mathematischen Funktion. Die

Konstruktionslehre und CAD der Universität Bay­

Knotentemperaturen an der Innenseite des Spaltes

reuth integriert. Das Projekt gliedert sich in elf Ar­

(s. Abbildung 1) werden mit dieser Funktion beauf­

beitspakete (AP), von denen acht im Jahr 2014 an­

schlagt. Das erhaltene Ergebnis wird an die äusse­

gefangen und bearbeitet wurden.

ren Knoten des Ringspaltes übergeben. Somit

Abbildung 1: Konzept der thermi­ schen Spaltbedingung

250

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 2: Beispielhafte Übergabe der Temperatur von Knoten 2 auf 3

Abbildung 3: Übertragung der Temperatur zwischen Knoten mittels einer Funktion

kann der unvernetzte Spaltbereich in der FE­Rech­

Nun kann die Wärmeleitfähigkeitsmatrix K so ver­

nung berücksichtigt werden.

ändert werden, dass die Übertragungsfunktion be­

Im ersten Schritt sind die Wärmeübertragungspro­

rücksichtigt wird. Das Ergebnis ist im unteren Teil

zesse analytisch nach [2] erfasst worden. Dazu

von Abbildung 2 zu sehen. Es wird deutlich, dass

wurden die Vorgänge Wärmeleitung, Konvektion

Knoteninformationen auf benachbarte Knoten

und Strahlung für die vorliegende Aufgabenstel­

übergeben werden können, obwohl die Knoten

lung berechnet.

nicht durch ein Element verbunden sind. Somit

Zur Implementierung der TSB in das FE­Programm

wird die Übertragungsfunktion erfüllt.

Z88 [1] sind im zweiten Schritt diverse Voruntersu­

Um den Temperaturabfall im Ringspalt berücksich­

chungen durchgeführt worden, die das Prinzip der

tigen zu können, können weitere Übertragungs­

Knotenwertübergabe veranschaulichen. In Abbil­

funktionen gewählt werden. Dies veranschaulicht

dung 2 wird eine beispielhafte Rechnung mit zwei

Abbildung 3, in der zwei Scheibenelemente in ei­

Stabelementen vorgestellt. Dabei wird die Tempe­

nem FE­Modell miteinander verknüpft werden. Als

ratur zwischen zwei Knoten übergeben, wobei die

Übertragungsfunktion ist hierfür beispielhaft ein

Übertragungsfunktion vorschreibt, dass die Kno­

Temperaturabfall um 50% vorgeschrieben worden.

tentemperatur TK2 gleich der Knotentemperatur

Auch hier ist erkennbar, dass die Verknüpfung der

TK3 gesetzt wird. Als Randbedingung wird an Kno­

Knoten 3, 4 und 5 mit den Knoten 9, 15 und 16

ten 1 TK1 = 30 und an Knoten 4 TK4 = 10 gesetzt.

möglich ist. Beispielsweise herrscht an Knoten 9

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

251

mit 40 °C eine um die Hälfte niedrigere Temperatur

Modell zeigt Abbildung 4. In allen Simulationen

als an Knoten 3.

wird die entstehende Nachzerfallswärme mittels Wärmeleitung und Konvektion über den Helium­

Simulative Untersuchungen

Spalt nach aussen abgeführt.

Die Wärmeübertragung im Inneren des Behälters,

Durch die Definition einer volumetrischen Wärme­

insbesondere im Helium­Spalt, findet mittels der

quelle für jedes Brennelement und einer Konvek­

Wärmeübertragungsarten Leitung, Konvektion und

tionsrandbedingung an der Behälteraussenseite er­

Strahlung statt. Für die Herleitung der thermischen

gibt sich ein Wärmefluss. Durch Dichteunterschiede

Spaltbedingung werden Vergleichssimulationen er­

im Fluid des Ringspaltes, hier Helium, kann es zu

stellt, die den Einfluss der einzelnen Wärmeübertra­

Konvektionsströmungen kommen.

gungsarten aufzeigen können.

Um den Einfluss geometrischer Grössen auf die Ent­

Zur Beurteilung der Entstehung von freier Konvek­

stehung von Konvektionsströmungen zu untersu­

tion im Ringspalt werden Computational Fluid Dy­

chen, werden verschiedene Spaltweiten analysiert.

namics (CFD) Simulationen auf Basis realer Bren­

In Abbildung 5 werden exemplarisch die Geschwin­

nelementbehälter durchgeführt. Die Ergebnisse

digkeitsverläufe im Helium­gefüllten Ringspalt für

sind im Rahmen einer Veröffentlichung vorgestellt

die Spaltweiten 5 und 10 mm für verschiedene Mes­

worden (s. Kapitel Publikationen). Das verwendete

spunkte vorgestellt. Da verschiedene Spaltweiten

Abbildung 4: Untersuchtes Brennele­ mentbehältermodell mit Deckel (1), Helium­Spalt (2), Brennelemente(3) und Tragkorb (4)

Abbildung 5: 252

Geschwindigkeit in ausgewählten Punkten der Spaltweite 5 mm (links) und 10 mm (rechts)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Abbildung 6: Temperatur in ausgewählten Punkten der Spaltweite 5 mm (links) und 10 mm (rechts)

miteinander verglichen werden, wird die Geschwin­

Abbildung 7: Versuchsstand zur Temperaturmessung im Helium­Spalt

digkeit über die relative Spaltweite ausgewertet. Es ist zu erkennen, dass die Geschwindigkeit bei grösseren Spaltweiten wie zum Beispiel 10 mm deutlich erkennbar ist, während bei einer Spalt­ weite von 5 mm nur eine sehr geringe Strömungs­ geschwindigkeit zu detektieren ist. Gleichzeitig kann bei grösseren Spaltweiten die Ausbildung ei­ nes für freie Konvektion typischen Strömungsprofi­ les beobachtet werden. Dabei strömt das Fluid an der warmen Spaltinnenwand (0%) nach oben, während es an der kälteren Spaltaussenseite (100%) nach unten strömt. Für Spaltweiten unter 5 mm findet faktisch keine Strömung statt. Bei noch kleineren Spaltweiten von ca. 2 mm bricht die Konvektionsströmung vollständig zusammen. Den Einfluss der Strömungsvorgänge auf die Tem­ peraturverteilung im Helium­Spalt zeigt Abbildung

kann. Dazu wird die Temperaturverteilung über

6. Es ist zu erkennen, dass die Temperatur bei einer

den Helium­Spalt im Behälterinneren gemessen.

Spaltweite von 10 mm deutlich niedriger ist als bei

Das hierfür konzipierte und bereits gefertigte Be­

einer Spaltweite von 5 mm. Dies lässt den Schluss

hältermodell ist in Abbildung 7 zu sehen. Es stellt

zu, dass die vorhandenen Konvektionsströmungen

einen verkleinerten und vereinfachten Brennele­

bei einem 10 mm breiten Spalt die Wärmeabfuhr

mentbehälter dar.

aus dem Behälter unterstützen, was zu niedrigeren

Folgende Anforderungen sind an den Versuchsauf­

Temperaturen führt.

bau gestellt worden: Geometrische Ähnlichkeit zu realen Transport­

Entwicklung und Fertigung eines Versuchsstandes

und Lagerbehältern Messbarer Temperaturgradient über Helium­Spalt

Um die thermische Spaltbedingung verifizieren zu

Helium­Dichtheit

können, ist ein eigener Versuchsstand entworfen

Messtechnik zur Druck­ und Temperaturmessung

und gefertigt worden. Derzeit befindet sich der

Um die Wärmeübergangsprozesse in realen Bren­

Versuchsstand im Testbetrieb. Ziel ist es, die radial

nelementbehältern nachstellen zu können, wird im

über den Helium­Spalt transportierte Wärme zu

Inneren des Versuchsaufbaus mittels eines Heiz­

messen, damit eine erfolgreiche Verifizierung der

bandes Wärme erzeugt, wodurch das Behälter­

simulativen Untersuchungen durchgeführt werden

zentrum auf ca. 200 °C erhitzt werden kann. Die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

253

Temperatur ist regulierbar, wodurch Messungen

aus dem Behälter. Aus diesem Grund wird auch der

auf verschiedenen Temperaturniveaus ermöglicht

Versuchsaufbau mit Helium gefüllt. Dies stellt er­

werden.

höhte

Im Vergleich zu realen Behältern sind die Abmasse

Schweissnähte. Der Behälter ist mehreren Druck­

Anforderungen

an

Dichtungen

und

des Versuchsaufbaus deutlich verkleinert worden.

haltetests unterzogen worden. Alle Versuche wer­

Der Versuchsaufbau besitzt eine Höhe von

den mit geringem Überdruck durchgeführt, um ein

409 mm und einen maximalen Durchmesser von

mögliches Eindringen von Luft zu verhindern.

250 mm. Abbildung 8 zeigt eine Schnittansicht des

Der Versuchsaufbau ist mit umfassender Messtech­

Modells. Die Masse des kreisförmigen Ringspaltes

nik zur Druck­ und Temperaturmessung versehen.

wurden nicht verkleinert. Um die Wärmetransport­

Zur Überwachung der Dichtheit wird während der

prozesse im Helium­Spalt realistisch nachbilden zu

Versuche der Druck kontrolliert. Vor den Versuchen

können, sind originale geometrische Abmessun­

wird der Behälter evakuiert und anschliessend mit

gen für den Ringspalt gewählt worden. Dazu sind

Helium bei einem leichten Überdruck gefüllt. So

Ähnlichkeitskennzahlen beachtet worden.

wird sichergestellt, dass sich Helium und Luft nicht

Darüber hinaus ist der Versuchsbehälter, wie

im Behälter vermischen. Fällt der Druck im Laufe

auch reale Behälter, mit Helium gefüllt. Helium

der Versuche zu stark ab, kann von Leckagen aus­

besitzt eine deutlich grössere Wärmeleitfähigkeit

gegangen werden. Die Temperatur wird an 18 Stel­

als Luft und begünstigt dadurch die Wärmeabfuhr

len im und am Versuchsbehälter aufgezeichnet.

Abbildung 8: Zusammenbau­ zeichnung des Versuchsaufbaus

254

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Bewertung 2014 und Ausblick 2015 Insgesamt ist die im Jahr 2014 geleistete Arbeit po­ sitiv zu beurteilen. Gemäss Projektplan liegen alle Arbeitspakete im Zeitplan. Im Zuge der Bearbei­ tung wurde jedoch klar, dass Arbeitspaket 1, in dem die thermische Spaltbedingung analytisch er­ arbeitet wird, sowie Arbeitspaket 2, in dem die TSB in den FE­Gleichungslöser integriert werden wird, starke Wechselwirkungen auf das jeweils andere Arbeitspaket haben. Aus diesem Grunde wurden bereits zu einem frühen Zeitpunkt einige für 2015 geplante Arbeiten vorgezogen, um den genannten Wechselwirkungen entgegenzutreten. Gleichzei­ tig ist es wahrscheinlich, dass Arbeitspaket 1 aus dem genannten Grund nicht wie ursprünglich ge­ plant im Jahr 2014 abgeschlossen werden kann. Positiv hervorzuheben ist die Tatsache, dass die Pla­ nung und Fertigung des Versuchsstandes abge­ schlossen ist (ursprünglich geplant Ende 1. Quartal 2015) und die ersten Messungen bereits durchge­ führt werden.

Publikationen C. Dinkel, B. Roith, M. Frisch, F. Rieg: Berechnung von Transport­ und Lagerbehältern für Brennele­ mente – Herausforderungen bei thermischen und thermomechanischen Simulationen, 3D­Konstruk­ teurstag, Bayreuth, 2014. C. Dinkel, M. Frisch, B. Roith, F. Rieg: Examination of heat transfer mechanisms in nuclear fuel casks by using CFD­simulation, NAFEMS Best Practice for Thermal Analyses and Heat Transfer, Wiesbaden, 2014.

Referenzen [1]

F. Rieg, R. Hackenschmidt, B. Alber­Laukant: Finite Elemente Analyse für Ingenieure, Grundlagen und praktische Anwendung mit Z88Aurora, 5. Auflage, Carl Hanser Verlag, München, 2014.

[2]

Verein Deutscher Ingenieure: VDI­Wärmeat­ las, 11. Auflage, Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg, 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

255

HM Experiment Hydro-Mechanical Coupling

Author und Co­author(s)

K.M. Wild, F. Amann

Institution

ETH Zürich

Address

Sonneggstrasse 5, 8092 Zürich

Telephone, E­mail, Internet address

+41 (0)44 633 40 41, [email protected]

Duration of the Project

4 years

ABSTRACT

sional cracks normal to bedding. In the short

Laboratory and field tests conducted in the

term, the axis connecting the maximum failure

framework of the HM project in the past two

depth on opposing sides of the borehole is par­

years provide valuable contribution for a better

allel to the minimum stress direction in a plane

understanding of the time dependent hydro­

normal to the borehole axis. The long­term

mechanically coupled behaviour of saturated

development of the BDZ was found to be

and partly saturated Opalinus Clay. This annual

accompanied with a rotation of the major BDZ

report summarizes the scientific results

axis by approximately 30°. Dissipation of excess

obtained from 1) an overcoring experiments

pore pressures may be the key process under­

that utilizes boreholes as a proxy of a circular,

pinning longer­term fracture propagation and

mechanically excavated tunnel an addresses

formation.

the time dependent evolution of the borehole

A comparison of pore pressure measurement

EDZ, 2) hydro­mechanical, numerical analyses

data during construction from different test

that aim to understand geomechanical pro­

sites (i.e. Mont Terri URL, Mol facility, Meuse/

cesses underpinning the measured pore pres­

Haute­Marne URL) revealed that similar pat­

sure responses around excavations, and 3) cur­

terns in pore pressure evolution can be identi­

rently conducted triaxial compressive strength

fied although the tunnels were built in differ­

tests on fully saturated Opalinus Clay samples.

ent rock types, at different locations, and under

In the framework of the overcoring experi­

different in­situ conditions. Conceptual HM­

ments pilot boreholes were drilled and the

coupled three­dimensional models were car­

borehole EDZ was preserved after different

ried out to improve our understanding on the

times using a fluorescent epoxy resin. After

influence of stress redistribution on pore pres­

resin curing the pilot boreholes were overcored

sure response. The numerical analyses in this

and induced fractures were studied on the

study shows that the pore pressure response

micro­ and macro scale. The study showed that

around an excavations in low permeable clay

the initial borehole EDZ which form within 12h

shales may have different explanation. Pore

after drilling is dominated by shear fractures

pressure drops observed in the tunnel near

parallel to bedding. Branching fractures such

field can theoretically be explained by both a

as wing­cracks, horsetail splays and second

pure elastic response in an isotropic or aniso­

order shears develop upon shearing. In the lon­

tropic rock mass with an anisotropic stress

ger term, tangential shear fractures tend to

state or an inelastic response and related dilat­

propagate and bedding parallel fractures

ancy. Pore pressure measurements in the far

develop at larger distances to the borehole.

field where failure processes are unlikely to

These bedding parallel cracks form thin slabs

occur can only partly be explained by linear

which eventually buckle towards the borehole.

poroelastic models and the introduction of an

This is associated with the formation of exten­

anisotropic material is of particular importance.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

257

A series of 5 triaxial tests results could be

For low confinements, the pore pressure peak

obtained in 2014 from successfully back­satu­

occurs before the peak strength of the material

rated specimens. During deviatoric loading of

is reached. The pore pressure value at peak

the samples the pore pressure response was

strength equals almost the initial value. For

continuously monitored. Pore pressure evolu­

higher confinements peak in pore pressure and

tion during loading revealed that the response

peak strength are reached almost simultane­

substantially depend on the confining stress.

ously.

Project goals

zone (BDZ) structures in over­cores. Pilot boreholes were drilled to a depth deeper than the typical EDZ

The primary objectives of the HM experiment are

depth around galleries in the Mont Terri URL (i.e.

to quantify rock mechanical properties and the

2–3 m, Thoeny 2014), and selected borehole inter­

hydro­mechanically­ (HM­) coupled behavior of

vals were impregnated with fluorescent resin at

Opalinus Clay on the laboratory and excavation

different times after drilling. The history of the

scale. Of particular interest is the systematic exper­

slices analyzed in more detail for this study can be

imental analysis of poroelastic properties such as

summarized as follows:

the Biot coefficient, the Skempton’s coefficient,

slices from an overcore (BHM­3) of a borehole

drained and undrained elastic properties, visco­

which has been left unsupported for 12 hours

elastic effects, the stress­strain behavior under

between drilling and resin impregnation.

drained and undrained compressive loading condi­

slices from an overcore (BHG­B11) of a borehole

tions, the bulk and local pore pressure evolution

section which has been unsupported for 6 days

during compressive loading, and the effective

before it has been equipped with a packer (20 bars)

strength properties. Based on a series of compre­

for 2 years.

hensive laboratory tests, existing constitutive mod­

slices from an overcore (BSE­3) of a borehole sec­

els will be improved and implemented into a

tion which has been supported by a packer (10–40

numerical code. The project aims are associated

bar) for 3.5 years and then kept open for another 3

with HM­coupled phenomena relevant for the

weeks until resin impregnation took place.

excavation phase (hours­days) and open drift

The retrieved slices were analyzed macroscopically

phase (1–2 years) of a future nuclear waste reposi­

under UV­light, and microscopically using thin sec­

tory.

tions of selected samples under a UV­light embed­ ded microscope (only for BHM­3). Slice cutting and

Work carried out and results obtained

thin section preparation were done under dry con­ ditions. Observed fractures were characterized in terms of failure mode, their relation to the rock anisotropy and the in­situ stress tensor.

258

BDZ evolution

For the in­situ stress tensor and bedding plane ori­

Work on the short­ and longer­term evolution of a

entation analyzed in this study the analyses shows

borehole damage zone in Opalinus Clay (shaley

that fractures that form in the short term initiate as

facies) reported by Badertscher et al. (2008), Jäggi

shear fractures at the pilot­borehole wall and prop­

et al. (2010), and Kupferschmied (2014), was inte­

agate parallel to bedding. Typically a dominant

grated and compared (Kupferschmied et al. 2015).

shear fracture tangential to the pilot­borehole wall

Borehole damage zones were utilized as a proxy

was observed (Figure 1a, b). Except for two slices

for an excavation damage zone that forms around

(Figure 1c, d), the parallel fractures only grew in

a circular, mechanically excavated tunnel in intact

one direction, i.e., downwards for the upper sec­

Opalinus Clay. Field experiments were conducted

tion and upwards for the lower section when fac­

in the shaly facies of the Opalinus Clay at the Mont

ing the direction of drilling (Figure 1a, b).

Terri URL in Switzerland. Three boreholes (BHM­3,

Upon propagation of these shear fractures, wing

BHG­B11 and BSE­3) drilled parallel to bedding in

cracks, horsetail splays and second order shears

the shaly facies at the Mont Terri URL were utilized

form sub­parallel and sub­perpendicular to bed­

to analyze resin impregnated borehole damage

ding planes forming a complex fracture network

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

which extends a quarter pilot­borehole diameter

gation, slab formation and buckling (Figure 4b).

into the rock mass. Figure 2 shows the fracture

Dissipation of excess pore pressures may be the key

network observed closed to the borehole observed

process underpinning longer­term fracture propa­

in thin­sections.

gation and formation.

In the longer term, tangential shear fractures tend to propagate in a direction opposite to the initial propagation direction. In addition, new bedding parallel fracture deeper in the rock develop, leading to the formation of thin slabs, buckling of the slabs when unsupported and eventually progression of the buckling zone deeper into the rock mass (Figure 3). Buckling is associated with the formation of extensional fractures normal to bedding in the center and lateral to the buckling zone. The zone of buckled rock slabs was found to have an extension of more than one borehole diameter at the time of preservation with resin. In the short term, the axis connecting the maxi­ mum failure depth on opposing sides of the bore­ hole is parallel to the minimum stress direction in a plane normal to the borehole axis (Figure 4a). In

Figure 1: Two sections from over­core BHM­3 showing tangential fractures at the lower part of the slices extending in opposite direction (i.e. down­ wards): a) and c) are photos taken under UV­light, b) and d) represent digitalization of the structures visible on the photos.

the longer term this axis rotates significantly towards the maximum stress direction, primarily as a consequence of tangential shear fracture propa­

Figure 2: a) Macroscopic view of a typical short­term borehole damage zone. The dashed boxes in a) show the location of the thin section in b) and c). b), c) fracture network in close vicini­ ty to the borehole cir­ cumference.

Figure 3: Longer­term BDZ structures from slices of BHG­B11 (a) and BSE­3 (b). Photos were taken under UV­light and in case of a) high­ lighted in orange for better visibility. Photos modified after Jaeggi et al. (2010) (a) and Badertscher et al. (2008) (b).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

259

Figure 4: Comparison of short­ and longer­term BDZ structures and relationship to in­situ stresses. a) shows the overall width of the short­term BDZ, the region where initial shear fractures originate, and the maximum and the minimum in­plane stress orientations. The axis connecting the maximum BDZ depth on opposing sides of the borehole forms an angle of 6° with the minimum in­plane stress orientation (i.e. it is essentially parallel to the minimum in­plane stress direction owing the uncertain­ ties in the in­situ stress orientations). b) shows the shape and extend of the longer­term BDZ. The axis of the BDZ is rotated by 23° clockwise compared to the short­term BDZ axis. Photo modified after Badertscher et al. (2008).

Figure 5: Examples for typical pore pressure responses: a) response in the vicinity of an excavation (data from Martin et al. 2011), b) first type of pore pressure response further away from the gallery (data from Corkum & Martin 2007), c) second type of pore pressure response further away from the excavation (data from Masset 2006).

260

Numerical modelling of pore pressure evolution around a tunnel

types, at different locations, and under different

Conceptual HM­coupled three­dimensional mod­

Two fundamentally different response types can be

els using FLAC3D (Itasca 2009) were carried out to

observed:

improve our understanding on the influence of

1) A pore pressure decrease can be observed in

stress redistribution on pore pressure response.

both the near­ and farfield, i.e., in both the EDZ

The outcomes were compared to typical pore pres­

and Edz (Figure 5a, b)

in­situ conditions.

sure responses observed in different underground

2) A pore pressure increase can be observed in the

rock laboratories. The results will be presented at

Edz but also ahead of the tunnel face (Figure 5a, c)

the ISRM Shale Symposium 2015 in Montreal,

The numerical analyses in this study showed that

Canada (Wild et al. 2015).

the pore pressure response around an excavations

Pore pressure monitoring data from Opalinus Clay

in low permeable clay shales may have different

at the Mont Terri Underground laboratory, the

explanation. Pore pressure drops observed in the

Boom Clay at Mol facility and the Callovo­Oxford­

tunnel near field can theoretically be explained by

ian clay in the Meuse/Haute–Marne URL show a

both a pure elastic response in an isotropic or

similar pore­pressure response associated with

anisotropic rock mass with an anisotropic stress

stress changes accompanying tunnel construction

state or a inelastic response and related dilatancy

although the tunnels were built in different rock

(Figure 6). However, a comparison between the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

numerical models and the in­situ measurements

low confinements (i.e., samples ETH 16–18), the

revealed that the latter is more likely. This conclu­

pore pressure peak occurs before the peak strength

sion is justified by the observation that pore pres­

of the material is reached. The pore pressure value

sure drops occur significantly ahead of the tunnel

at peak strength equals almost the initial value.

face (Figure 1a) which is not the case in elastic

Assuming that pore pressure response is solely

numerical simulations. Pore pressure measure­

associated with volumetric changes, this implies

ments in the far field where failure processes are

that no net volume changes at peak strength. This

unlikely to occur can only partly be explained by a

is consistent with findings reported by Amann et

linear poroelastic models. The introduction of an

al. (2011). For higher confinements (i.e, samples

anisotropic material plays a key role in reproducing

ETH 19–20) , peak in pore pressure and peak

the responses conceptually.

strength are reached almost simultaneously.

Hm-coupled laboratory tests on saturated specimens – first results

National Cooperation

A series of 5 triaxial tests results could be obtained in 2014 from successfully back­saturated speci­

ENSI provides major funding of the HM experiment

mens. Saturation was assured by measuring

and cooperates with ETH in the coordination of

Skempton’s B­value. B­values between 0.64 and

this research activity. Furthermore, there is a coop­

0.97 were obtained. During deviatoric loading of

eration with the Rock Deformation Group of ETH

the samples the pore pressure response was con­

Zürich.

tinuously monitored (Figure 7). Pore pressure evo­ lution during loading revealed that the response substantially depend on the confining stress. For

Figure 6: Comparison of pore pressure responses from different elastic models and an isotro­ pic elasto­plastic model. The monitoring point is located at the roof at a radial distance of 0.25m from the tunnel.

Figure 7: Pore pressure evolution measured during the consolidated undrained triaxial compression tests using different effective confinements (i.e., ETH16: 0.5 MPa, ETH17: 0.75 MPa, ETH18: 1.0 MPa, ETH19: 2.0 MPa, ETH20: 4.0 MPa)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

261

International Cooperation

K.M. Wild, F. Amann, C.D. Martin (2015): Some fundamental hydro­mechanical processes relevant

The international institutions cooperating with the

for understanding the pore pressure response

Chair of Engineering Geology at ETH and ENSI are

around excavations in low permeable clay rocks.

the following: 1) Politecnico di Torino, Italy; 2) Uni­

Conference paper for the ISRM Shale Symposium

versity of Alberta in Edmonton, Canada.

2015 in Montreal, Canada. K.M. Wild, L.P. Wymann, S. Zimmer, R. Thoeny, F. Amann (2014): Water Retention Characteristics

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

and State­Dependent Mechanical and Petro­Physi­ cal Properties of a Clay Shale. Rock Mechanics and Rock Engineering, DOI 10.1007/s00603­014­

Some key tasks of the HM project could be suc­

0565­1.

cessfully addressed in 2014. Valuable contribution

K.M. Wild, F. Amann, J. Wassermann, C. David

for a better understanding of the time­dependent

(2014): Changes of hydraulic properties around a

evolution of the borehole EDZ, of the geomechan­

repository drift in clay shale during excavation and

ical processes underpinning the measured pore

open drift phase. Presentation given at the «Work­

pressure responses around excavations, and of the

shop Low Permeability Materials», Université

undrained behavior of saturated Opalinus Clay at

Cergy­Pontoise, France, 2nd­3rd December 2014.

laboratory scale could have been provided. In 2015, laboratory experiments will be largely final­ ized and a series of simple shear tests on single

References

bedding planes is currently planned. Additionally, the experimental program that was initiated in fall

F. Amann, P.K. Kaiser, E.A. Button (2011): Experi­

2013 in cooperation with the Rock Deformation

mental study of brittle behavior of clay shale in

Group at ETH Zürich will be continued.

rapid triaxial compression. Rock Mechanics and Rock Engineering, 45, 21–33. N. Badertscher, C. Girardin, C. Nussbaum (2008):

Publications

SE­H Experiment: EDZ structural analyses of resin impregnated sections from BSE­3 overcores.

262

F. Amann, K.M. Wild & L.P. Wymann (2014):

Unpublished Mont Terri Project Technical Notes

Dependency of deformability, strength and failure

2008–15.

characteristics of clay shales on total suction. Con­

A.G. Corkum, C.D. Martin (2007): Modelling a

ference paper for the EUROCK 2014, Vigo, Spain,

mine­by test at the Mont Terri rock laboratory,

27–29th May 2014.

Switzerland. International Journal of Rock Mechan­

F. Amann, K.M. Wild (2014): Challenges associated

ics and Mining Sciences, 44, 846–859.

with laboratory testing on Opalinus Clay, test inter­

Itasca (2009a): FLAC3D. Fast Langrangian Analysis

pretation and definition of rock mechanical prop­

of Continua in three dimensions.

erties. Presentation given at the Symposium «Rock

D. Jäggi, C. Nussbaum, A. Moeri, H. Shao, H. Mül­

Mechanics and Rock Engineering of Geological

ler (2010): WS­H Experiment; Overcoring and

Repositories in Opalinus Clay and Silmilar Clay­

structural analyses of the resin­impregnated BHG­

February

B11 overcore under plane and UV light. Unpub­

stone», ETH Zurich, Switzerland, 14

th

2014.

lished Mont Terri Project Technical Notes 2010–32.

N. Kupferschied, K.M. Wild, F. Amann, C. Nuss­

N. Kupferschmied (2014): Fracture formation

baum, D. Jaeggi, N. Badertscher (2014): Time­

around boreholes in Opalinus Clay in the short and

dependent Fracture Formation around a Borehole

long term. Master Thesis, Department of Earth

in a Clay Shale. Submitted to International Journal

Sciences, ETH Zürich.

of Rock Mechanics and Mining Sciences, under

N. Kupferschied, K.M. Wild, F. Amann, C. Nuss­

review.

baum, D. Jaeggi, N. Badertscher (2014): Time­ dependent Fracture Formation around a Borehole in a Clay Shale. Submitted to International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences, under review.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

C.D. Martin, R. Macciotta, D. Elwood, H. Lan, T. Vietor (2011): Evaluation of the Mont Terri Mine­By response: Interpretation of results and observa­ tions. Unpublished Report to Nagra. O. Masset (2006): Rock laboratory pore pressure long term evolution. Unpublished Mont Terri Tech­ nical Note 2006–43. R. Thoeny (2014): Geomechanical analysis of exca­ vation­induced rock mass behavior of faulted Opa­ linus Clay at the Mont Terri Underground Rock Laboratory (Switzerland). Ph.D. Thesis, Depart­ ment of Earth Sciences, ETH Zürich. K.M. Wild, F. Amann, C.D. Martin (2015): Some fundamental hydro­mechanical processes relevant for understanding the pore pressure response around excavations in low permeable clay rocks. Conference paper for the ISRM Shale Symposium 2015 in Montreal, Canada.

263

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Timing of Early and Middle Pleistocene glaciations in the Alps Author und Co­author(s)

Anne Claude1, Naki Akçar1, Susan Ivy­Ochs2, Fritz Schlunegger1, Marcus Christl2, Christof Vockenhuber2, Christian Schlüchter1

Institution Address

1

Institute of Geological Sciences, Bern University

2

Laboratory of Ion Beam Physics (LIP), ETH Zurich

Baltzerstrasse 1–3, 3012 Bern, Switzerland

Telephone, E­mail, Internet address

+41 31 631 8761, [email protected], www.geo.unibe.ch

Duration of the Project

3 years

ABSTRACT

lithostratigraphy enables to define the prove­

In our project we reconstruct the chronology of

nance of the gravels and to reveal the catch­

key sites of mainly Swiss Deckenschotter in the

ment area of paleoglaciers. The chronologies for

northern Alpine Foreland by using depth­profile

the Höhere Deckenschotter (HDS) gravels in

and isochron­burial dating with the cosmogenic

Mandach and Stadlerberg are available with

nuclides Be and Al. Being the oldest Quater­

approximately 1 Ma and 1.9 Ma, respectively. In

nary sediments in the foreland, Deckenschotter

addition, the sedimentological investigations of

are a geoarchive which document landscape

Stadlerberg and Irchel yielded a provenance

and environmental changes due to the building

including the Swiss Midland Basin, the Hörnli

of glaciers during the onset of glaciations in the

and Napf fans as well as some parts of the Alps.

northern hemisphere, approximately 2.7 Ma

Finally, together with the LIP group in Zurich we

10

26

ago. Through dating, we can determine the tim­

optimized the extraction of both Be and Al from

ing of Early and Middle Pleistocene glaciations

quartz, allowing AMS measurements of very

in the Alps and quantify the magnitude of inci­

low cosmogenic nuclide concentrations with

sion in the foreland. Furthermore, using detailed

low backgrounds and low uncertainties.

265

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Project goals

Representing the oldest Quaternary sediments in the foreland, the Deckenschotter are supposed to

The Swiss Nuclear Energy Act requires the safe and

be a geoarchive which documents changes in the

permanent disposal of radioactive waste in deep

landscape since the onset of glaciations in the

geological repositories. Five proposed siting areas

northern hemisphere, approximately 2.7 Ma ago

are located in the northern Alpine Foreland, which

[4]. Sediments from the Deckenschotter are proxi­

is for a substantial part covered by Quaternary

mal glaciofluvial gravels located in the northern

deposits. As many radionuclides in the waste have

Alpine Foreland, mainly beyond the extent of the

long half­life times, the on­site fluvial and glacial

Last Glacial Maximum (LGM; 21 ± 2 ka [5]). They

erosion of the future 1 Ma is a key issue with

cover Tertiary Molasse or Mesozoic bedrock and

respect to the long­term safety of the waste repos­

based on their distinct topographical positions,

itory. Accordingly, it is of utmost importance to

these gravel deposits are subdivided into two

understand the past landscape evolution of the

different units, separated by a significant phase

Alpine Foreland.

of incision, leading to Höhere and Tiefere

In 1909, Penck and Brückner [1] defined in south­

Deckenschotter.

ern Germany four ice age periods based on dif­

In this project, we track the pace of onset of Early

ferent levels of former outwash plains. Niederter­

and Middle Pleistocene glaciations in the Alps and

rasse (NT; Lower Terrace) was attributed to the

thus contribute to the understanding of Quater­

Würm glaciation, Hochterrasse (HT; Higher Ter­

nary landscape changes in the Alpine Foreland.

race) to the Riss glaciation, Tiefere Deckenschotter

We first reconstruct the chronostratigraphy of key

(TDS; Lower Cover Gravels) to the Mindel glacia­

sites of Deckenschotter by applying two different

tion and Höhere Deckenschotter (HDS; Higher

methods using cosmogenic nuclides: depth­profile

Cover Gravels) to the Günz glaciation. This stratig­

and isochron­burial datings. Then we investigate

raphy has a reversed stratigraphic relationship, i.e.

the sedimentology of the selected Deckenschotter

older deposits are located at higher altitudes and

sites in order to determine the depositional envi­

vice versa. For a long time, the Quaternary stratig­

ronment, transport pattern and provenance of

raphy of Switzerland was correlated to that of

these deposits. In addition, the possible catch­

southern Germany. In 1986, a new stratigraphy

ment area of the paleoglaciers can be revealed.

was proposed for the northern Swiss Foreland showing that glaciers reached the foreland at least 15 times during the Quaternary [2]. These include four to eight Deckenschotter glaciations in the Early Pleistocene and the Möhlin­, Habsburg­, Hagenholz­, Beringen­ and Birrfeld glaciations in the Middle­Late Pleistocene [3].

266

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 1: Extension of the Reuss, Linth and Rhine gla­ ciers during the LGM (from Bini et al. [7]); locations of the study sites Pratteln, Klettgau, Mandach, Stadlerberg and Irchel Steig and distribution of the Deckenschotter in northern Switzerland. ©Federal Office of To­ pography, swisstopo, CH­3084 Wabern.

Work carried out and results obtained

continuity. Approximately 2 m of soil are covering the gravels. The pebbles have subangular to sub­ rounded shapes, similar to Stadlerberg, and the

The Deckenschotter project started with a pilot

palaeoflow direction is towards NNW (344°). The

study at the HDS sites in Mandach and Irchel. Pre­

investigated stratigraphic sections in both HDS

liminary chronological results from Mandach

outcrops Stadlerberg and Irchel Steig are poorly­

yielded an age of 1.0 ± 0.1 Ma [6]. So far we

sorted matrix­supported deposits, where the

reconstructed the chronology of Deckenschotter

matrix consists of finer sand fractions, silt and clay.

deposits at Stadlerberg using cosmogenic depth­

This observation might be a hint for the proximity

Be. These HDS gravels were

to a glacier and for bedload transport. Further­

dated to 1.9 ± 0.2 Ma (Fig. 1). The HDS outcrop in

more, imbricated clasts are encountered at both

the abandoned gravel pit Steig at Irchel was

outcrops, which are a characteristic feature of

resampled this summer and analysis is in progress.

gravel­bed river systems [8]. Additionally, the

The sampled gravels in Pratteln, in collaboration

coarsening­upward unit at Stadlerberg can be

with IPAS (Integrative Prehistory and Archaeological

explained through downstream bar migration,

profile dating with

10

Science, University of Basel) were dated to 250 ± 20

which might be related to a glacier advance

ka (Fig. 1).

upstream in the catchment and irregular water

In order to determine the provenance of the gla­

flow. These indications suggest that the deposi­

ciofluvial gravels and thus the catchment area, we

tional environment of the two studied Decken­

investigated the sedimentology at both HDS sites

schotter deposits is a proximal, braided river sys­

of Stadlerberg and Irchel Steig. The studied strati­

tem.

graphic section at Stadlerberg, approximately 9 m

Pebble petrological investigations were performed

thick gravels, consists of one massive weathered

at both sites. Each outcrop was divided into differ­

sequence without any hiatus. The outcrop shows

ent horizons, approximately 250 pebbles were

a coarsening upward sequence with gravels hav­

counted and sieved to the gravel fraction be­

ing subangular to subrounded shapes. The upper­

tween 16 and 63 mm (Fig. 2 & 3) from both sites.

most part (ca. 40 cm) consists of loess. The palaeo­

The first level (5.6–4.6 m) at Stadlerberg is com­

flow direction is towards SSW (207°). In the aban­

posed of matrix­supported clasts having an aver­

doned gravel pit at Irchel Steig, a sequence of

age size of 10 cm. The yellowish­greyish matrix is

10 m thick gravels is observed, without any dis­

made of sand (Fig. 2A). The second level (4.6–

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

267

Figure 2: Petrographic composi­ tion of the outcrop at Stadlerberg. The profile is divided into different horizons (A–C).

268

2.1 m) contains larger pebbles with an average

of pebble holes in the third layer indicates the tran­

diameter of 20 cm embedded in a matrix of

sition towards the soil (progressing weathering).

cemented sand (Fig. 2B). In some locations, a sec­

In the lower part of the profile at Irchel Steig 2

ondary calcite precipitation is present. In this level

brownish intervals alternate with greyish ones (Fig.

numerous pebbles break apart and show fractures.

5A+C; 7.5–3.5 m). The sampled greyish intervals

The uppermost level (2.1–0.3 m) is characterised

(Fig. 3A+C; Level 1: 7.5–6.5 m and Level 3: 4.8–

by a sandy/clayey matrix of beige­brownish colour,

3.8 m) show matrix­supported gravels where the

due to the displacement of iron. Clasts show an

matrix consists of sand. In addition, the clasts in

average diameter of 25 cm (Fig. 2C). Intact clasts

these two levels have the same lithological com­

are scarce and there is much more matrix between

positions. The analysed brownish interval (Fig. 3B;

the individual clasts compared to the two lower

Level 2: 6.5–4.8 m) is as well matrix­supported,

levels. Most pebbles are strongly weathered and

however, made of clayey silt. The upper part of the

decomposed, leading to this layer being character­

outcrop (3.5–1.8 m) is one compacted greyish

ised by numerous pebble holes.

interval. Throughout the profile, the clast size re­

Both the field observations and pebble petrogra­

mains the same, the largest gravels having an

phy (Fig. 4) show that the outcrop at Stadlerberg

average grain size of approximately 25 cm. More­

consists of one lithostratigraphic unit. The ternary

over, along the whole profile, the crystalline peb­

diagram does not show any variation in the peb­

bles are strongly weathered and numerous gravels

ble composition except that the fraction of lime­

break apart and pebble holes are encountered.

stone pebbles decreases from bottom to top (Fig.

The pebble petrography at both study sites enables

4B). This trend together with the increasing amount

to define the provenance of the gravels and reveal

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Figure 3: Pebble petrography of the outcrop at Irchel Steig. The profile is di­ vided into different horizons (A–C).

Figure 4: Results of the pebble petrography at Stad­ lerberg. A: overview of the sampled profile; B: ternary diagram showing the results; C: stratigraphic column of the profile. The lithofacies codes are from Miall [8] and Keller [9].

the possible catchment area of the paleoglaciers.

encountered in the Arosa zone [11] or in the Zer­

At both locations, Verrucano gravels were found

matt­Saas Fee unit [12]. Based on this observation,

indicating an influence of the Rhine­Linth glacier,

transport by the Lake Constance lobe of the Rhine

being a key lithology of the latter [10]. However,

glacier can be excluded and both sites were most

as a result of absence of ophiolites, the Grisons­

probably only influenced by the Rhine­Linth lobe

and Valaisian Alps can be excluded as a prove­

of the Rhine glacier. At Irchel Steig in contrast to

nance, given that ophiolites are particularly

Stadlerberg, a lot of dolomite was encountered,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

269

Figure 5: Results of the pebble petrography at Irchel Steig. A: overview of the sampled profile; B: ternary diagram sho­ wing the results; C: stratigraphic column of the profile. The lit­ hofacies codes are from Miall [8] and Keller [9].

Figure 6:

was a former quarry. Along a 4.3 m vertical profile,

Field photograph showing the sampled depth­profile in Klettgau.

5 sediment samples were collected from the upper part for depth­profile dating (Fig. 6).

National Cooperation The scientific collaboration on cosmogenic nuclide methodology and applications between the Insti­ tute of Geological Sciences at the University of Bern and the Laboratory of Ion Beam Physics (LIP) at ETH Zürich, was established in the early 90’s and yielded several research projects, international publications, PhD and MSc. theses. This collabora­ tion has a long tradition and a wealth of experi­ ence in applying cosmogenic nuclides (10Be,

26

Al

and Cl) to determining the timing of events and 36

rates of landscape change in four different set­ tings: Quaternary glaciations, local and large­scale catchment wide erosion, mass movements and neotectonics. In addition, the specificity of the LIP group is its 30 years of innovations and experience in AMS, while being the largest European tandem

270

which most probably derives from the Hörnli fan

accelerator facility with a broad AMS program in

[e.g. 13; 14; 15] as only minor parts of dolomite

the European scientific landscape.

are outcropping nowadays in the Grisons Alps [16]. In addition, the quartzites at Stadlerberg and Irchel Steig represent reworked Molasse since they have their origin in the Bernhard nappe in the Val­

Assessment 2014 and Perspectives for 2015

ais [17], which was excluded. Taking into account these observations, the resulting catchment for

The results from Stadlerberg, Mandach and Prat­

both study sites covers the Swiss Midland Basin,

teln showed that the depth­profile dating method

the Hörnli and Napf fans as well as some parts of

is appropriate when geological setting and meth­

the Alps.

odological requirements match. This method re­

In addition to the HDS sites at Stadlerberg and

quires sampling of geological layers in artificial

Irchel, the Tiefere Deckenschotter site Rechberg­

outcrops; preferably with a flat topped landform in

Sonnenhalde in Klettgau in Germany were sam­

order to guarantee that the uppermost surface of

pled in autumn 2014. This site lies at an elevation

the deposit remains as unmodified as possible. The

of 433 m a.s.l. (Fig. 1). The >15 m thick outcrop

isochron­burial dating method is working well in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

old landscapes, which have not been glaciated

N. Akçar, S. Ivy­Ochs, M. Christl, A. Claude, C. Wir­

before as shown by the studies of [18; 21]. How­

sig, J. Lachner, S. Padilla: Optimizatuon of AMS

ever, problems occur in glaciated landscapes as

measurements of low concentrations of cosmo­

sediments driven from glaciated areas generally

genic

contain low cosmogenic nuclide concentrations

Nuclear Instruments and Methods in Physics

[22]. This is the case for the Deckenschotter depos­

Research, Section B.

its, due to repeated glaciations in the Alps. The

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

dating of these deposits requires AMS analysis of

Kubik P.W., Dehnert A., Rahn M., Schlüchter C.

low cosmogenic nuclide concentrations with low

Timing of Deckenschotter glaciations. CH­QUAT

backgrounds and low uncertainties. Within the

Meeting Annual Meeting, abstract for talk.

close collaboration with the LIP group, we opti­

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

mized the extraction of Be and Al from quartz for

Kubik P.W., Dehnert A., Rahn M., Schlüchter C.

AMS measurements in the range of ca. 5000 Be

Timing of Early Quaternary glaciations in the Alps.

atoms/g and 50000 26Al atoms/g in 50 g of purified

EGU General Assembly, abstract for talk.

10

10

Be and

26

Al at ETH Zurich. Submitted to

quartz [23]. We demonstrated that the combina­

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

tion of orthophosphoric and hydrofluoric acid

Kubik P.W., Rahn M., Dehnert A., Schlüchter C.

treatments resulted in reproducible results with

Tracking the pace of onset of glaciations in the

even very low total Al concentrations. We showed

Alps. DEUQUA Tagung, abstract for talk.

that the optimal current output for Al on the Tandy

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

accelerator is obtained for an Al:Cu 1:1 atomic

Kubik P.W., Rahn M., Dehnert A., Schlüchter C. The

ratio. We found out that the highest currents and

onset of glaciations in the Alps. 8th International

maximum efficiency in the Tandy accelerator were

Symposium on Eastern Mediterranean Geology,

obtained from the 0.2 mg Fe and either 175 or 200

abstract for talk.

μg 9Be mixtures. Our results from this study showed

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

that (1) very young surface exposures and very

Kubik P.W., Rahn M., Dehnert A., Schlüchter C.

high erosion rates can be determined; (2) few

Timing of Early and Middle Pleistocene glaciations

thousand years old deposits can be dated with Be

in the Alps. 12th Swiss Geoscience Meeting,

depth­profiles; and (3) isochron­burial dating of ca.

abstract for talk.

10

100 ka old sediments is possible, when both

10

Be

Claude A., Akçar N., Ivy­Ochs S., Schlunegger F.,

and 26Al determinations are optimized.

Kubik P.W., Rahn M., Dehnert A., Schlüchter C.

In the beginning of 2015, the prepared manuscript

Timing of Early and Middle Pleistocene glaciations

on Stadlerberg will be submitted followed by the

in the Alps. Exogene Geology and Quaternary

one of the study on the gravel deposits in Pratteln.

Global Change Seminar (University of Bern), talk.

As soon as the results from Irchel Steig are avail­ able, we will model a depth­profile age. Further­ more the samples of the TDS site at Rechberg­Son­

References

nenhalde will be processed. Finally, more sedimen­ tological investigations will be performed in Irchel

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Steig and Klettgau in order to identify the trans­ port pattern and depositional environment.

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10

26

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

IAEA Board of Governors

Allgemein

Radiation Safety Standards Committee (RASSC)

Strahlenschutz

Transport Safety Standards Committee (TRANSSC)

Transporte

Waste Safety Standards Committee (WASSC)

Entsorgung

Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC)

Hauptgremium

Reaktorsicherheit

Expertenteam für die Erarbeitung des Safety Guide on Human Factor Engineering in Nuclear Power Plants (Fertigstellung geplant 2018)

Reaktorsicherheit

Nuclear Security Guidance Committee (NSGC) Nuclear Power and Engineering Section (NPES)

Sicherung 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 (TWG­MHR)

Mensch­Organisation­ Sicherheitskultur

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

Project DriMa (International Project on Decommissioning Risk Management)

Stilllegung

International Decommissioning Network IDN

Stilllegung

UNO Working Party 15

Transporte

OECD NEA NEA Steering Committee for Nuclear Energy Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

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

Senior Level Task Group on Safety Culture of the Regulatory Body

Allgemein

Hauptkomitee

Strahlenschutz

Information System on Occupational Exposure (ISOE)

Strahlenschutz

Working Party on Nuclear Emergency Matters (WPNEM)

Strahlenschutz

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

273

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

NEA Working Party on Dismantling and Decommissioning WPDD

Hauptkomitee

Stilllegung

NEA Decommissioning Cost Estimation Group DCEG

Stilllegung

Hauptkomitee

Entsorgung

Radioactive Waste Management Committee (RWMC)

Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

NEA Regulators Forum

Entsorgung

Integration Group for the Safety Case of Radioactive Waste Repositories (IGSC) Working Group on Measurement and Physical Understanding of Groundwater Flow through Argillaceous Media (CLAY CLUB) Expert Group on Operational Safety (EGOS)

Entsorgung

Hauptkomitee

Reaktorsicherheit

Working Group on Fuel Safety (WGFS)

Reaktorsicherheit

Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA)

Reaktorsicherheit

Reaktorsicherheit Working Group on Integrity of Components and Structures (WGIAGE) IAGE Subgroup Integrity of Metal Components and Structures IAGE Subgroup Seismic Behaviour IAGE Subgroup Concrete Structure Ageing Working Group on Risk Assessment (WGRISK)

Reaktorsicherheit

Working Group on Human and Organisational Factors (WGHOF)

Mensch­Organisation­ Sicherheitskultur

Task Group on Robustness of Electrical Systems of NPPs in the Light of the Fukushima Dai­ichi Accident

Reaktorsicherheit

Task Group on Natural External Events

Reaktorsicherheit

International Common­Cause Data Exchange Project (ICDE)

Reaktorsicherheit

Component Degradation and Ageing Programme (CODAP)

Reaktorsicherheit

Cable Ageing Data and Knowledge Project (CADAK)

Reaktorsicherheit

Fire Incident Record Exchange (FIRE) Cabri Water Loop Project

Reaktorsicherheit Steering Committee

Reaktorsicherheit

Technical Advisory Group

Reaktorsicherheit

OECD Halden Reactor Project

Halden Board of Management (HBM)

Allgemein

OECD Studsvik Cladding Integrity Project (SCIP)

Management Board

Reaktorsicherheit

Programme Review Group

Reaktorsicherheit

OECD Hydrogen Mitigation Experiments for Reactor Safety (HYMERES); PSI/IRSN­Projekt

Programme Review Group PRG

Reaktorsicherheit

OECD – NEA Data Bank

(Liaison Officer)

Allgemein

OECD – NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS)

274

Generation IV International Forum

Reaktorsicherheit Risk and Safety Working Group

Allgemein

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

Nationale Kontaktstelle (National Contact Point)

Entsorgung

Oslo­Paris Commission for the Protection of the Marine Environment of the North­East Atlantic (OSPAR)

Radioactive Substances Committee

Strahlenschutz

Internationale Übereinkommen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Deutsch­Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK)

Hauptsitzung

Allgemein

AG 1: Anlagensicherheit

Reaktorsicherheit

AG 2: Notfallschutz

Notfallschutz

AG 3: Strahlenschutz

Strahlenschutz

AG 4: Entsorgung

Transport und Entsorgung

Hauptgremium

Allgemein

CFS groupe d’experts «Crise nucléaire»

Strahlenschutz

CFS groupe d’experts «transports»

Transport

Commission franco­suisse de sûreté nucléaire et de radioprotection (CFS)

Nuklearinformationsabkommen Schweiz­Österreich

Allgemein

Commissione Italo­Svizzera per la cooperazione in materia di sicurezza nucleare (CIS)

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)

Entsorgung

Reactor Harmonization Working Group (RHWG)

Reaktorsicherheit

Hauptkomitee

Allgemein

European Nuclear Security Regulators Association (ENSRA)

Sicherung

Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA)

Hauptkomitee

Working Group on Emergencies

Notfallplanung

Association of European Competent Authorities

European Association of Regulators for the Transport of Radioactive Material

Transporte

European Network on Operational Experience Feedback (EU Clearinghouse)

Strahlenschutz

Reaktorsicherheit

Arbeitsgruppen in ausländischen Behörden Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les transports

Transporte

Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les réacteurs

Reaktorsicherheit

STUK Reactor Safety Commission

Reaktorsicherheit

STUK Waste Safety Commission

Entsorgung

Entsorgungskommission (ESK, Deutschland)

Entsorgung

Entsorgungskommission (ESK­EL)

Endlagerung radioaktive Abfälle

Entsorgung

Entsorgungskommission (ESK­AZ)

Abfallbehandlung/Zwischenlagerung

Abfallbehandlung, Zwischenlagerung

Entsorgungskommission (ESK­ST)

Stilllegung

Stilllegung

Reaktorsicherheitskommission (RSK, Deutschland)

Ausschuss Reaktorbetrieb (RSK­RB) Fachgebiet Reaktorbetrieb

Reaktorsicherheit

Hochschul­ und Forschungsgremien KTH Stockholm

Melt Structure Water Interaction

Reaktorsicherheit

Felslabor Mont Terri

Steering Committee

Entsorgung

Felslabor Grimsel

International Steering Committee ISCO

Entsorgung

Bioprota International Forum Institut für Kernenergie und Energiesystem (IKE) der Universität Stuttgart

Entsorgung Advisory Board für das Projekt «sCO2­HeRo» (Entwicklung eines diversitären Wärmeabfuhrsystems)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Reaktorsicherheit

275

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Umweltüberwachung (AKU)

Strahlenschutz

Ausbildung (AKA)

Strahlenschutz

Praktischer Strahlenschutz (AKP)

Strahlenschutz

Notfallschutz (AKN)

Strahlenschutz

Fachverbände Deutsch­Schweizerischer Fachverband für Strahlenschutz e.V.

Entsorgung (AKE)

Entsorgung

Beförderung (AKB)

Transporte

Rechtsfragen (AKR)

Strahlenschutz

European Platform on Training and Education in Radiation Protection (EUTERP)

Strahlenschutz

International Cooperative Group on Environmentally Assisted Cracking of Water Reactor Materials (ICG­EAC)

Materialtechnik

Normenorganisationen International Electrotechnical Commission (IEC)

Nuclear Instrumentation

Reaktorsicherheit

Internationaler Erfahrungsaustausch Réunions tripartites B­F­CH

Reaktorsicherheit

KWU­Treffen

Reaktorsicherheit

276

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2014 Publikationen Autoren ENSI

Publikation

B. Bucher

B. Bucher: Composite Mapping Experiences in Airborne Gamma Spectrometry. Radiation Protection Dosimetry (2014), Vol. 160, No. 4, pp. 288–292. doi:10.1093/rpd/ncu015. http://rpd.oxfordjournals.org/cgi/reprint/ncu015?ijkey=bFLPy8VozWwVYLh&keytype=ref

B. Bucher, G. Schwarz

B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz: Aeroradiometrische Messungen, in: Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz 2013. Bundesamt für Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2014), S. 47–50.

F. Cartier, B. Bucher, R. Habegger

F. Cartier, B. Bucher, R. Habegger: Messnetz zur automatischen Dosisleistungsüberwachung in der Umgebung der Kernkraftwerke (MADUK), in: Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz 2013. Bundesamt für Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2014), S. 141–145.

A. Dehnert, J. Kuhlemann, M. Rahn

N. Akçar, S. Ivy­Ochs, V. Alfimov, A. Claude, H.R. Graf, A. Dehnert, P.W. Kubik, M. Rahn, J. Kuhlemann, C. Schlüchter (2014): The first major Incision of the Swiss Deckenschotter landscape, Swiss Journal of Geosciences 107, 337–347.

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, P.W. Kubik, C. Vockenhuber, A. Dehnert, M. Rahn, C. Schlüchter (2014): Dating Swiss Deckenschotter – Depth profile and isochron­burial dating with cosmogenic nuclides, Annual Report 2013, Laboratory of Ion Beam Physics, ETH Zürich, p. 64.

A. Gorzel

Z. Hózer, P. Szabó, B. Somfai, R. Aldworth, T. Delorme, R. Dickson, H. Fujii, J. Rey Gayo, W. Grant, A. Gorzel, C. Hellwig, K. Kamimura, J. Klouzal, M. Mikloš, F. Nagase, M. Nilsson, M. Petit, S. Richards, T. Lundqvist Saleh, K. Seob Sim, M. Stepniewski, T. Sugiyama, N. Waeckel: Leaking Fuel Impacts and Practices. NEA/CSNI/R(2014)10, https://www.oecd­nea.org/nsd/docs/2014/csni­r2014­10.pdf

M. Herfort

E. Meier, K. Detzner, N. Kern, L. Wymann, D. Jaeggi, M. Herfort, P. Bossart (2014): Evaporation logging (FM­D) Experiment – The new borehole evapometer (BEM) version 2: Technical specification and users guide, Technical Note TN 2012­83, Mont Terri Project, St­Ursanne.

C. Humbel Haag

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D. Kalkhof

H.­J. Schindler, D. Kalkhof, H.­W. Viehrig: Effect of Notch Acuity on the Apparent Fracture Toughness. Engineering Fracture Mechanics 129 (2014), 26–37.

D. Kalkhof

H.­J. Schindler, D. Kalkhof, H.­W. Viehrig: Variability and Lower Bound of Fracture Toughness of Welds in the Ductile to Brittle Transition Regime. Procedia Materials Science 3 (2014), 732–737.

D. Kalkhof

H.­J. Schindler, D. Kalkhof: A Closer Look at Effects of the Loading Rate on Fracture Toughness in the Ductile­to­Brittle Transition Regime of a Ferritic Steel. Journal of Testing and Evaluation, Vol. 43, No. 3 (2014).

R. Mailänder

R. Mailänder: The Swiss regulator’s research strategy and its links to competent and indepen­ dent expertise. IAEA­CN­214­paperID4, 6 Seiten (accepted). IAEA International Conference on Challenges Faced by Technical and Scientific Support Organizations (TSOs) in Enhancing Nuclear Safety and Security – Strengthening Cooperation and Improving Capabilities. Beijing, China, 27.–31.10.2014. Der Tagungsband soll publiziert werden auf: http://www­pub.iaea.org/iaeameetings/46083/International­Conference­on­Challenges­ Faced­By­Technical­and­Scientific­Support­Organizations­TSOs­in­Enhancing­Nuclear­Safety­ and­Security­Strengthening­Cooperation­and­Improving­Capabilities.

B. Reer

B. Reer, O. Sträter: A Case Study on Addressing the Error­Forcing Context in Human Reliability Analysis. In: International Journal of Performability Engineering. Vol. 10, No. 7 (November 2014), pp. 717–727.

B. Reer

B. Reer, O. Sträter, K. T. Kosmowski (Editors): Assessment of Human Performance under Abnormal Operating Conditions in Nuclear Power Plants. In: International Journal of Performability Engineering. Vol. 10, No. 7 (November 2014), Special Issue Section, pp. 666–770.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

277

Autoren ENSI

Publikation

K. Samec

K. Samec, Y. Fusco, Y. Kadi, R. Luis, R. Romanets, M. Berzhad, R. Aleksan, S. Bousson: A Spallation­Based Irradiation Test Facility for Fusion and Future Fission Materials. European Nuclear Conference 2014, Marseille, France, 11.–14.05.2014. Tagungsband S. 281–295: http://www.euronuclear.org/events/enc/enc2014/transactions/ENC2014­transactions.pdf

C. Schneeberger

R. Zinn, M. Borgerhoff, F. Stangenberg, C. Schneeberger, J. Rodríguez, L. Lacoma, F. Martínez, J. Martí: Analysis of Combined Bending and Punching Tests of Reinforced Concrete Slabs within IMPACT III Project, Paper ID 1177, EURODYN 2014, IX International Conference on Structural Dynamics, Porto, Portugal, 30.07­02.07.2014. http://paginas.fe.up.pt/~eurodyn2014/CD/author.html?q=_schneebergerc_&a=C. Schneeberger.

C. Schneeberger

C. Schneeberger, M. Borgerhoff, F. Stangenberg, R. Zinn: Analysis of Vibration Propagation and Damping Tests of Reinforced Concrete Structures within IMPACT III Project, Paper ID 1175, EURODYN 2014, IX International Conference on Structural Dynamics, Porto, Portugal, 30.07.–02.07.2014.

G. Schwarz

G. Schwarz: Auslegungsanforderungen der Behörde heute und morgen. Vertiefungskurs 2014 Nuklearforum Schweiz: Sicherheitsmargen in Kernkraftwerken: identifizieren, quantifizieren, erweitern, Olten, 05.–06.11.2014. Der Kursband wird verfügbar gemacht unter: http://www.nuklearforum.ch/de/shop/kursbaende .

M. Sentis

M. Sentis: Two­Phase Flow Modeling With Tough2­Mp of A Deep Geological Repository Within the First Benchmark of the FORGE Project. American Nuclear Society, Nuclear Technology 187/2 (August 2014), S. 117–130.

T. Szczesiak

Tadeusz Szczesiak, Yves Mondet, Carlo Rabaiotti: Design of a Deposit for Low Radioactive Materials in Leibstadt: Regulator perspective, 2nd Conference on Technological Innovations in Nuclear Civil Engineering, TINCE­2014, Paris (France), 01.–04.09.2014. https://www.sfen.fr/TINCE­2014.

T. Szczesiak, U. Bumann I. Sevdali, M. Billmaier, Y. Mondet, T. Szczesiak, U. Bumann: Challenges faced during the modelling and dynamic analysis with SAP2000 using nonlinear layered shell elements, WORKSHOP SMART2013, Paris (France), 25.–27.11.2014. http://smart2013.eu/index.php?option=com_k2&view=item&layout=item&id=7&Itemid=161. T. Szczesiak, U. Bumann R. Zinn, M. Borgerhoff, C. van Exel, T. Szczesiak, Urs Bumann: Challenges faced during the modelling, dynamic analysis, and vulnerability study with SOFiSTiK using nonlinear layered shell elements, WORKSHOP SMART2013, Paris (France), 25.–27.11.2014. http://smart2013.eu/index.php?option=com_k2&view=item&layout=item&id=7&Itemid=161. T. van Stiphout

J. D. Zechar, M. Herrmann, T. van Stiphout, S. Wiemer: Forecasting Seismic Risk as an Earthquake Sequence Happens. In: M. Wyss (Herausgeber): Earthquake Hazard, Risk and Disasters, S. 167–182. Elsevier, 2014.

H. Wanner

H. Wanner: Wissensmanagement beim ENSI. Vertiefungskurs 2014 Nuklearforum Schweiz. Olten, 05.–06.11.2014. Der Kursband wird verfügbar gemacht unter: http://www.nuklearforum.ch/de/shop/kursbaende.

Vorträge

278

Autoren ENSI

Vortrag

F. Altkind

F. Altkind: Ageing management program in Swiss NPPs. Sitzung des OECD/NEA Cable Ageing Data and Knowledge Project CADAK. NEA, Issy­les­Moulineaux bei Paris, 06.03.2014.

W. Barten

W. Barten: Forschungs­ und Entwicklungsförderung durch das ENSI, gezeigt am Beispiel «Deterministische Sicherheitsanalysen», Ehemaligentreffen des Lehrstuhls für Theoretische Physik (Prof. Manfred Lücke), Universität des Saarlandes, Saarbrücken, 15.11.2014.

E. Blust

E. Blust: Aufgaben des ENSI im Notfallschutz. Besuch des Kaders der Stiftung Schürmatt beim ENSI, 27.11.2014.

E. Blust

E. Blust: Aufgaben des ENSI im Notfallschutz, Besuch der Mitglieder der KKL­ Notfallorganisation beim ENSI, 25.06.2014 und 7.07.2014.

E. Blust

E. Blust: ENSI Emergency Organization, anlässlich des Fachgespäches zur Notfallklassierung bei der Slowakischen Aufsichtbehörde (Uradu jadroveho dozoru Slovenskej republiky) in Bratislava, 26.06.2014.

E. Blust

E. Blust: ENSI Emergency Organization, Anlässlich des Besuches von Studenten der Universität Bratislava beim ENSI, 12.06.2014.

E. Blust

E. Blust: ENSI Emergency Organization, Anlässlich des RODOS User Group RUG Meeting 2014 beim ENSI, 27. und 28.02.2014.

E. Blust

E. Blust: Aufgaben des ENSI im Notfallschutz, Anlässlich der Fachsitzung SGZP (FK­ET) beim ENSI, 09.04.2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Autoren ENSI

Vortrag

E. Blust

E. Blust: Anforderungen an die Notfallorganisation in einem KKW. Beitrag des ENSI zum Kurs von swissnuclear, 31.03.2014.

U. Bumann

U. Bumann: Auslegung von Gebäuden gegen Flugzeugabsturz, Informationsforum Betriebssicherheit einer Oberflächenanlage, Zürich, 24.05.2014.

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, F. Schlunegger, P.W. Kubik, M. Rahn, A. Dehnert, C. Schlüchter (2014): Timing of the Deckenschotter Glaciations. Jahrestagung der Schweizerischen Vereinigung der Quartärgeologen (CH­QUAT), Bern, 22.03.2014. http://www.ch­quat.ch/de/veranstaltungen/ch­quat­tagung­2014/

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, F. Schlunegger, P.W. Kubik, M. Rahn, A. Dehnert, C. Schlüchter (2014): Timing of Early Quaternary Glaciations in the Alps. EGU General Assembly, Geophysical Research Abstracts 16, EGU2014­6338.2014. http://meetingorganizer.copernicus.org/EGU2014/EGU2014­6338.pdf

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, F. Schlunegger, P.W. Kubik, M. Rahn, A. Dehnert, C. Schlüchter (2014): Tracking the pace of onset of glaciations in the Alps. 37. Hauptversammlung der Deutschen Quartärvereinigung (DEUQUA), Innsbruck, 24.–29.09.2014. http://transidee­conference.uibk.ac.at/deuqua2014/

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, F. Schlunegger, P.W. Kubik, M. Rahn, A. Dehnert, C. Schlüchter (2014): The onset of glaciations in the Alps. 8th International Symposium on Eastern Mediterranean Geology, Muğla (Türkei), 13.–17.10.2014. http://isemg.org/

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy­Ochs, F. Schlunegger, P. Kubik, M. Rahn, A. Dehnert, C. Schlüchter (2014): Timing of Early and Middle Pleistocene glaciations in the Alps. Swiss Geoscience Meeting, Fribourg, 21.–22.11.2014, Abstract volume, session 10, 232–233. http://www.geoscience­meeting.ch/sgm2014/

H.R. Fierz

H.R. Fierz: Inspections: Necessary Activity to ensure the continued safety of NPPs. Anlässlich des Besuches von Studenten der Universität Bratislava beim ENSI, 12.06.2014.

H.R. Fierz

H. R. Fierz: Damage of the primary containment of Leibstadt NPP. OECD/NEA/CNRA/WGIP, 48th Meeting of the CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP), Issy­les­Moulineaux, France, 20.–23.10.2014.

P. Flury

P. Flury: Nuclear Power Plants: How to Deal with Risks. EPFL Lausanne, 19.11.2014.

A. Gorzel

A. Gorzel: Neues aus dem CABRI­Projekt. 25. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff» ESB, KKL, 20.05.2014.

A. Gorzel

A. Gorzel: Aktuelle Reaktor­ und Brennstoffthemen, 26. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff» ESB, PSI, 25.11.2014

A. Gorzel

A. Gorzel: Die neue ENSI­Richtlinie G20 – Reaktorkern, Brennelemente, Steuerelemente: Auslegung und Betrieb, Seminar der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff» ESB, Bad Zurzach, 22.05.2014.

A. Gorzel

A. Gorzel: LOCA HBU Fuel Behaviour – Regulatory Consequences in Switzerland, bilaterale Videokonferenz mit der U.S.NRC, 01.07.2014.

A. Gorzel

G. Khvostov, A. Gorzel: PSI­ENSI position on the LOCA high burn­up fuel behaviour. NEA Working Group on Fuel Safety, Task Group on Fuel Fragmentation Relocation and Dispersal, NEA, Issy­les­Moulineaux bei Paris, 30.09.2014.

B. Graupner

Modeling the THM Column Experiment for DECOVALEX­2015, 5th Decovalex Workshop, Avignon, 08.04.2014.

B. Graupner

Predictive modeling of the HE­E Experiment for DECOVALEX­2015, 6th Decovalex Workshop, London, 11.11.2014.

J. Hansmann

Betriebssicherheit einer Oberflächenanlage, Fachgruppe Sicherheit der Regionalkonferenz Südranden, 06.03.2014

M. Herfort

M. Herfort: Grundwasser und Tiefenlager Fachgruppe Sicherheit Nördlich Lägern. Niederweningen, 19.06.2014.

M. Herfort

M. Herfort: Sicherheit, Oberflächenanlagen und die Rolle des ENSI. Regionalkonferenz Jura­Südfuss, Dulliken, 26.06.2014.

M. Herfort

M. Herfort: Geological Repositories for Radioactive Waste in Switzerland – A Challenge for Science and Society. Technische Universität München, 19.12.2014.

M. Herfort, T. van Stiphout

Sicherheitstechnische Aspekte bei Oberflächenanlagen, Treffpunkt Tiefenlager, Marthalen, 03.07.2014.

S. Hueber

S. Hueber: Kommunikation im Dienst der Handlungsfähigkeit. Vorlesungsreihe Krisen­ und Risikokommunikation über Technik und Technikfolgen. IPMZ, Zürich, 29.04.2014.

S. Hueber

S. Hueber: Risiko und Risikokommunikation. Vorlesungsreihe Umwelt­ und Wissenschaftskommunikation. IPMZ/ETH, Zürich, 10.10.2014.

D. Kalkhof

H.­W. Viehrig, M. Houska, D. Kalkhof, H.­J. Schindler: Fracture Mechanics Characterisation of Reactor Pressure Vessel Multilayer Weld Metal. Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWR’s Safety, Performance and Reliability (Fontevraud 8), Avignon, 15.–18.09.2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

279

280

Autoren ENSI

Vortrag

T. Krietsch

T. Krietsch: Kernenergie und Aufsicht in der Schweiz. Informationstreffen mit der EWN GmbH Greifswald, Lubmin, 07.05.2014.

T. Krietsch

T. Krietsch: Decommissioning in Switzerland. 3rd CIS Meeting, ISPRA, Rome, 05.06.2014.

T. Krietsch

T. Krietsch: Stilllegung von Kernanlagen in der Schweiz. 31. Sitzung des Ausschusses Stilllegung der Deutschen Entsorgungskommission, E.ON Hannover, 12.06.2014.

T. Krietsch

T. Krietsch: Stilllegung von Kernanlagen in der Schweiz. 33. Sitzung der AG Entsorgung der Deutsch­Schweizerischen­Kommission, St. Ursanne, 25.06.2014.

T. Krietsch

T. Krietsch: Organization of a Decommissioning Project within ENSI; Regulatory Oversight of Decommissioning in Switzerland. Beide Vorträge im Rahmen des Swedish­Swiss Meeting on Decommissioning, ENSI, Brugg, 26.08.2014.

A.­K. Leuz

A.­K. Leuz: Aufsicht über die Sicherheit in einer Oberflächenanlage, Ausbildungsmodul der Regionalkonferenzen, 22.03.2014.

A.­K. Leuz

A.­K. Leuz: Die Rolle des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlager & Anforderungen an den sicherheitstechnischen Vergleich, Trägerverein Plattform Jura­Südfuss, 26.03.2014.

A.­K. Leuz

A.­K. Leuz: Oberflächenanlagen: Sicherheit und die Rolle des ENSI, Informationsforum Betriebssicherheit einer Oberflächenanlage, Zürich, 24.05.2014.

A.­K. Leuz

A.­K. Leuz: Anforderungen des ENSI an die bautechnischen Risikoanalysen, Fachgruppe Sicherheit der Regionalkonferenz Jura­Südfuss, 30.10.2014.

K. Macku

K. Macku: Richtlinie ENSI­G20; Änderungen zur bisherigen Praxis. Seminar der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff» ESB, Bad Zurzach, 22.–23.5.2014.

K. Macku

K. Macku: Richtlinie ENSI­G20; Umsetzung der GSKL­Kommentare aus der externen Vernehmlassung. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff» ESB, PSI, 25.11.2014.

K. Macku, A. Gorzel, L. Adam

K. Macku, A. Gorzel, L. Adam: SSM­ENSI­Meeting Exchange of Experience, Swedish Radiation Safety Authority, Stockholm, 05.09.2014.

H. Mattli

H. Mattli: Critical Infrastructure Requirement on security and principle of defence in depth. International Physical Security Forum in Tel­Aviv, Israel, 11.–16.05.2014.

H. Mattli

H. Mattli:, Country Report Switzerland in Nuclear Security, New Terms of Reference. Plenary Meeting on European Nuclear Security Regulators Association, Bruxelles and Mol, 08.–09.10.2014.

H. Mattli, J. Dejoz, M. Peter

H. Mattli, J. Dejoz, M. Peter: Design Basis Threat, IPPAS Mission in Sweden. Trilateral Meeting Germany, Sweden, Switzerland, Stockholm und Oskarshamn, 24.–26.06.2014.

J. Minges

J. Minges: Stilllegung in der Schweiz. Informationsbesuch Rückbau Greifswald, EWN Lubmin, 07.–09.05.2014.

J. Minges

J. Minges, Decommissioning in Switzerland. Anlässlich des Besuches von Studenten der Universität Bratislava beim ENSI, 12.06.2014

J. Minges

J. Minges: The Challenges of the First Swiss Decommissioning Project and its Consequences. Swedish­Swiss Meeting on Decommissioning, Brugg, 26.–27.08.2014.

J. Minges

J. Minges: Kernenergie und Aufsicht in der Schweiz. Vorlesung beim Institut für Technologie und Management im Baubetrieb, Karlsruher Institut für Technologie(KIT), Karlsruhe, 29.10.2014

A. Müller­Germanà

A. Müller­Germanà: The Way to the Diplomatic Conference of the CNS­ WENRA­ Herbstsitzung 2014, Stockholm, 23.10.2014.

A. Müller­Germanà

A. Müller­Germanà: Der Weg zur Diplomatischen Konferenz der CNS.32. Hauptsitzung der Deutsch­Schweizerischen Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen DSK, Spiez, 06.11.2014.

A. Müller­Germanà, H. Nilsson

A. Müller­Germanà, H. Nilsson: Swiss Proposal to amend the Convention on Nuclear Safety. Informelles CNS Briefing, IAEA, Wien, 03.03.2014.

A. Müller­Germanà, N. Studer

A. Müller­Germanà, N. Studer: Proposition Suisse d’amendement à la Convention sur la sureté nucléaire. Informelles CNS Briefing, IAEA, Wien, 11.03.2014.

A. Müller­Germanà, H. Nilsson

A. Müller­Germanà, H. Nilsson: Swiss Proposal to amend the Convention on Nuclear Safety. WENRA­Frühlingssitzung 2014, Luzern, 19.03.2014.

A. Müller­Germanà, H. Nilsson

A. Müller­Germanà, H. Nilsson: CNS Diplomatic Conference: Informal Consultations. Informelles CNS Briefing, IAEA, Wien, 22.05.2014.

A. Müller­Germanà, H. Nilsson

A. Müller­Germanà, H. Nilsson: The way forward to the CNS Diplomatic Conference 2015. Sitzung der Commissione­Italo­Svizzera CIS 2014, Rom, 05.06.2014.

A. Müller­Germanà, N. Studer

A. Müller­Germanà, N. Studer: Conférence diplomatique portant sur la modification de la convention sur la sûreté nucléaire. 25. Sitzung der Commission Franco­Suisse de sûreté nucléaire et de radioprotection, Lyon, 04.09.2014.

A. Müller­Germanà, H. Nilsson

A. Müller­Germanà, H. Nilsson: The Swiss Amendment to the Convention on Nuclear Safety (CNS) – Origin and Rationale behind, Informal Working Group IWG Meeting, IAEA, Wien, 04.12.2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Autoren ENSI

Vortrag

M. Rahn

M. Rahn: Site selection for radioactive waste disposal and the role of geology, Geowissenschaftliches Zentrum der Universität Göttingen, 08.01.2014.

M. Rahn

M. Rahn: Collecting geological data for radioactive waste disposal, Exkursion des Instituts für Geowissenschaften der Albert­Ludwigs­Universität Freiburg i. Brsg. am Felslabor Mont Terri, 11.01.2014.

M. Rahn

M. Rahn: The Swiss site selection process for radioactive waste disposal. Besuch der Teilnehmer der ISOE­Konferenz am Felslabor Mont Terri, St. Ursanne, 11.04.2014.

M. Rahn

M. Rahn: Die sicherheitstechnischen Kriterien im Sachplanverfahren, 11. Regionalkonferenz Jura Ost, 21.05.2014.

M. Rahn

M. Rahn: The Swiss site selection process for radioactive waste disposal. Besuch der Universität Bratislava am Felslabor Mont Terri, St. Ursanne, 11.06.2014.

M. Rahn

M. Rahn: Aus den Augen, aus dem Sinn? Ja, aber…. Besuch des Clubs 100 Bürgerliche am Felslabor Mont Terri, St. Ursanne, 28.06.2014.

M. Rahn

P. Valla, M. Rahn, D.L. Shuster, P.A. van der Beek (2014): A coupled AHe and AFT study on the late­stage exhumation history of the Swiss Alps (Rhône valley): Deciphering tectonic, climatic­induced and hydrothermal signals. 14th International Conference on Thermochronology, Chamonix, 8.–14. September 2014, Abstract Program, 174–175. http://thermo2014.fr/

M. Rahn

M. Rahn: Überlegungen der Schweiz zur Wahl eines geeigneten Wirt(s)gesteins. Besuch des Ausschusses für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft des Landtags Baden­Württemberg am Felslabor Mont Terri, St. Ursanne, 1. Oktober 2014.

M. Rahn

M. Rahn: Endlagerung in der Schweiz. Vortrag im Rahmen der Vorlesung «Rückbau kerntech­ nischer Anlagen», Karlsruher Institut für Technologie (KIT), 29. Oktober 2014.

M. Rahn

R. Schmid, L. Franz, M. Rahn, C. Gautheron, C. de Capitani (2014): Petrography and geochronology of phonolites of the Hegau volcanic field, SW Germany. Swiss Geoscience Meeting, Fribourg, 21.–22. November, Abstract volume, session 3, 114–115. http://www.geoscience­meeting.ch/sgm2014/

M. Rahn

M. Rahn: Die junge Landschaftsentwicklung in der Nordschweiz, Vortrag bei der Geologischen Gesellschaft Zürich, 24.11.2014.

M. Rahn, T. van Stiphout

Sicherheitstechnische Aspekte bei Oberflächenanlagen, Treffpunkt Tiefenlager, Stadel, 16.06.2014

M. Rahn, T. van Stiphout

Sicherheitstechnische Aspekte bei Oberflächenanlagen, Treffpunkt Tiefenlager, Jestetten, 8.11.2014.

R. Rusch

R. Rusch: Störfallbetrachtungen beim Bau und Betrieb von Kernanlagen. Technisches Forum Sicherheit, Brugg, 11.11.2014.

C. Ryser

C. Ryser: A Systemic Perspective on Safety Culture – ENSI’s Project on Oversight Culture. IAEA Technical Meeting on Integration of Safety Culture into Regulatory Practices and the Regulatory Decision Making Process. IAEA/Wien, 6.10.2014. http://gnssn.iaea.org/NSNI/SC/TM_SC_RB/Forms/AllItems.aspx.

C. Ryser

C. Ryser: HOF analyses on the Fukushima Nuclear Power Accident – A systems perspective on the accident. International Workshop on Human Performance under Extreme Conditions with Respect to a Resilient Organization, OECD/NEA Working Group on Human and Organisational Factors WGHOF. ENSI, Brugg, 24.–26.02.2014.

K. Samec

K. Samec: Development of compact spallation sources. 12th International Workshop on Spallation Materials Technology, Bregenz, Österreich 19.–23.10.2014. https://indico.psi.ch/internalPage.py?pageId=13&confId=3052

K. Samec

K. Samec: Transmutation Activities in Europe and Switzerland. Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

K. Samec

K. Samec: EURISOL Design and Status. Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

K. Samec

K. Samec: TIARA Design and Status. Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

K. Samec

K. Samec: Proposals for Accelerator­Driven Systems (ADS). Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

K. Samec

K. Samec: An ADS Project in Progress at KIPT in Kharkov, Ukraine. Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

K. Samec

K. Samec: Proposed Collaboration between CERN and JAEA. Joint CERN­ JAEA Seminar on transmutation activities, Transmutation Section, J­PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, Japan, 27.–31.01.2014.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

281

Autoren ENSI

Vortrag

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Grundlagen der Strahlenbiologie. Kurs 420, Strahlenschutz­Sachverstand für den Umgang mit offenen und geschlossenen radioaktiven Quellen, Arbeitsbereiche B und C. PSI, 23.1.2014, 03.04.2014 und 08.11.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenbiologie. Fortbildungskurs Strahlenschutz, PSI, 04.03.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenkrankheiten. Weiterbildung für Militärärzte, KK Med. Moudon, 16.05.2014 und 09.09.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Grundlagen Strahlenschutz. Technisches Forum Sicherheit, 22. Sitzung. Brugg, 11.11.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Grundlagen Strahlenschutz. Fachforum Betriebssicherheit Oberflächenanlage. Zürich, 24.05.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahleninduzierte Deformationen bei Insekten. Schaffhausen, 28.8.2014.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Radiation Biology, Radiation Protection. ETH masters course in nuclear engineering. PSI, 27.10. bis 07.11.2014.

C. Schneeberger

C. Schneeberger: Current Topics of Interest concerning Swiss Nuclear Power Plants. OECD/NEA/19TH Meeting of the WGIAGE Concrete Sub­Group, Paris, 07.–08.04.2014.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Vibration Propagation and Damping Test V0, IMPACT III, 12th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods, Espoo, Finnland, 11.06.2014.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Combined Bending and Punching Test X3, IMPACT III, 12th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods, Espoo, Finnland, 11.06.2014.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Vibration Propagation and Damping Test V1, IMPACT III, 12th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods, Espoo, Finnland, 11.06.2014.

T. Szczesiak

T. Szczesiak: Erdbebensicheres Bauen mit Stahlbeton. SWISSBAU 2014, Basel, 22.01.2014.

C. v. Arx

C. v. Arx: Zonenkonzept und Notfallschutzmassnahmen. 9. Fachtagung der Stabschefs der Kantone, Kriminalpolizei des Kantons Zürich, Zürich, 14.05.2014.

C. v. Arx

C. v. Arx: Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen. Zivilschutz, Zusatzkurs Sachkunde Strahlenschutz. Eidg. Ausbildungszentrum, Schwarzenburg, 09.05.2014 und 17.10.2014.

C. v. Arx

C. v. Arx: Physikalische Grundlagen des radioaktiven Zerfalls. Technisches Forum Sicherheit, Brugg, 11.11.2014.

H. Wanner, S. Hueber

H. Wanner, S. Hueber: Kommunizieren im Minenfeld «Atomstrom». Jahresrapport MIKA. Bern, 27.11.2014.

H. Wanner, S. Hueber

H. Wanner, S. Hueber: Communiquer dans le champ de mines «énergie nucléaire». Rencontre annuelle MIKA. Fribourg, 28.11.2014

282

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Anhang D: Richtlinien des ENSI Fett gedruckte Titel beziehen sich auf Richtlinien, die in Kraft sind. Die Sicherungsrichtlinien sind nicht aufgeführt. Aktuelle Liste per Dezember 2014.

G-Richtlinien (Generelle Richtlinien) Ref.

Titel

Stand

G01

Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke

Januar 2011

G02

Auslegungsgrundsätze für Kernkraftwerke im Betrieb

G03

Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager und Anforderungen an den Sicherheitsnachweis

April 2009

G04

Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente

März 2012 (Revision 1)

G05

Transport­ und Lagerbehälter für die Zwischenlagerung

April 2008

G06

Baudokumentation

G07

Organisation von Kernanlagen

G08

Systematische Sicherheitsbewertungen des Betriebs von Kernanlagen

G09

Betriebsdokumentation

Juni 2014

G11

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung und Montage

Juni 2013 (Revision 2)

G12

Festlegungen von baulichen und organisatorischen Strahlenschutz­Massnahmen für den überwachten Bereich von Kernanlagen

G13

Strahlenschutzmessmittel in Kernanlagen: Konzepte, Anforderungen und Prüfungen

Februar 2008

G14

Berechnung der Strahlenexposition in der Umgebung aufgrund von Emissionen radioaktiver Stoffe aus Kernanlagen

Dezember 2009 (Revision 1)

G15

Strahlenschutzziele für Kernanlagen

November 2010

G16

Sicherheitstechnisch klassierte Leittechnik: Auslegung und Anwendung

G17

Stilllegung von Kernanlagen

G18

Brand­ und Blitzschutz für Kernanlagen

G19

Kommunikationsmittel für Kernkraftwerke

G20

Reaktorkern, Brennelemente und Steuerelemente: Auslegung und Betrieb

G21

Qualitätssicherung bei der Projektierung und Bauausführung von Bauwerken in Kernanlagen

Juli 2013

April 2014

283

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

A-Richtlinien (Richtlinien für Anlagebegutachtung) Ref.

Titel

Stand

A01

Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse für Kernanlagen: Umfang, Methodik und Randbedingungen der technischen Störfallanalyse

Juli 2009

A02

Gesuchsunterlagen für den Bau von Kernkraftwerken

A03

Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

Oktober 2014

A04

Gesuchsunterlagen für freigabepflichtige Änderungen an Kernanlagen

September 2009 (Revision 1)

A05

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Umfang und Qualität

Januar 2009

A06

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Anwendungen

Mai 2008

A07

Methodik und Randbedingungen für die Störfallanalyse von Kernanlagen mit geringem Gefährdungspotenzial

A08

Quelltermanalyse: Umfang, Methodik und Randbedingungen

A15

Gesuchsunterlagen für Betriebsbewilligungen

Februar 2010

B-Richtlinien (Richtlinien für Betriebsüberwachung) Ref.

Titel

Stand

B01

Alterungsüberwachung

Juli 2011

B02

Periodische Berichterstattung der Kernanlagen

April 2014 (Revision 4)

B03

Meldungen der Kernanlagen

März 2012 (Revision 3)

B04

Freimessung von Materialien und Bereichen aus kontrollierten Zonen

August 2009

B05

Anforderungen an die Konditionierung radioaktiver Abfälle

Februar 2007

B06

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhaltung

Juni 2013 (Revision 2)

B07

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Qualifizierung der zerstörungsfreien Prüfungen

September 2008

B08

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Zerstörungsfreie Wiederholungsprüfungen

B09

Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen

Juli 2011

B10

Ausbildung, Wiederholungsschulung und Weiterbildung von Personal

Oktober 2010

B11

Notfallübungen

Dezember 2012 (Revision 1)

B12

Notfallschutz in Kernanlagen

April 2009

B13

Ausbildung und Fortbildung des Strahlenschutzpersonals

November 2010

B14

Instandhaltung sicherheitstechnisch klassierter elektrischer und leittechnischer Ausrüstungen

Dezember 2010

284

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK verabschiedet) Ref.

Titel

Stand

R­4

Aufsichtsverfahren beim Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von Bauwerken

Dezember 1990

R­7

Richtlinien für den überwachten Bereich der Kernanlagen und des Paul Scherrer Institutes

Juni 1995

R­8

Sicherheit der Bauwerke für Kernanlagen, Prüfverfahren des Bundes für die Bauausführung

Mai 1976

R­16

Seismische Anlageninstrumentierung

Februar 1980

R­30

Aufsichtsverfahren beim Bau und Betrieb von Kernanlagen

Juli 1992

R­31

Aufsichtsverfahren beim Bau und dem Nachrüsten von Kernkraftwerken, 1E klassierte elektrische Ausrüstungen

Oktober 2003

R­40

Gefilterte Druckentlastung für den Sicherheitsbehälter von Leichtwasserreaktoren, Anforderungen für die Auslegung

März 1993

R­46

Anforderungen für die Anwendung von sicherheitsrelevanter rechnerbasierter Leittechnik in Kernkraftwerken

April 2005

R­48

Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

November 2001

R­50

Sicherheitstechnische Anforderungen an den Brandschutz in Kernanlagen

März 2003

R­60

Überprüfung der Brennelementherstellung

März 2003

R­61

Aufsicht beim Einsatz von Brennelementen und Steuerstäben in Leichtwasserreaktoren

Juni 2004

R­101

Auslegungskriterien für Sicherheitssysteme von Kernkraftwerken mit Leichtwasser­Reaktoren

Mai 1987

R­102

Auslegungskritierien für den Schutz von sicherheitsrelevanten Ausrüstungen in Kernkraftwerken gegen die Folgen von Flugzeugabsturz

Dezember 1986

R­103

Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle

November 1989

285

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

Herausgeber Eidgenösisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI CH­5200 Brugg Telefon

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Zusätzlich zu diesem Erfahrungs­ und Forschungsbericht… …informiert das ENSI in weiteren jährlichen Berichten (Aufsichtsbericht, Strahlenschutzbericht) aus seinem Arbeits­ und Aufsichtsgebiet. ENSI­AN­9157 ISSN 1664­3178 © ENSI, April 2015

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014

ENSI-AN-9157 ISSN 1664-3178

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