atw - März 2015

Themen im März 2015:

Modellierung von digitalen I&C-Softwarefehlern
Pressurized Thermal Shock Analyse für deutsche KKW
Kontrolle Anlagenzustand während Revision bzw. Stillstand
WWER-Brennstoff-Markt Osteuropa und Ukraine
Deutschlands Energiewende Warnung für andere Staaten

Eagle Projekt: Eine Betonung der Vorteile durch die Industrie erzeugt in der Öffentlichkeit Misstrauen

NucNet

Ziel des Eagle-Projektes sind die Ermittlung sowie Vermittlung geeigneter Vorgehensweisen für die Information und Kommunikation von Themen in Zusammenhang mit ionisierender Strahlung. Im Rahmen des Projektes wurden dazu u.a. Meinungsumfragen in Europa durchgeführt.

Geneviève Baumont, Sachkundiger der French Expert Commission, und Marie-Hélène Eljammal, Mitautorin einer vom französischen Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety durchgeführten Umfrage, stellten sich den Fragen zu Projekt und Ergebnissen von NucNet.

Modellierung von digitalen I&C-Softwarefehlern in probabilistischen Sicherheitsanalysen

Mariana Jockenhövel-Barttfeld, Ola Bäckström, Jan-Erik Holmberg, Markus Porthin, Andre Taurines und Tero Tyrväinen

Digitale Leittechniksysteme (I&C) gibt es in Form von Upgrades in bestehenden Kernkraftwerken (KKWs) und im Design neuer Anlagen. Um die Folgen digitaler Systemfehler bewerten zu können, bedarf es quantifizierbarer Zuverlässigkeitsmodelle sowie Daten für digitale Systeme, die mit den bestehenden probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) kompatibel sind.

Das Paper konzentriert sich auf die Modellierung von digitalen I&C-Softwarefehlern in probabilistischen Analysen. Eine Analyse der Softwareausfälle, Fehler und Folgen wird präsentiert, um die relevanten Fehlermodi der System- und Anwendungssoftware für die PSA ableiten zu können.

Die Abschätzungen der Softwarefehlerwahrscheinlichkeiten basieren auf einer Analyse der Betriebserfahrung mit TELE- PERM®XS (TXS). Zur Beurteilung der Anwendungssoftwarefehler kombiniert die Analyse die Betriebserfahrung von TXS im Bereich einer Anwendungsfunktion mit konservativen Engineering-Einschätzungen. Ausfallwahrscheinlichkeit pro Anforderung und Fehlanregung der typischen Reaktorschutzanwendung werden geschätzt.

Darüber hinaus gibt das Paper Richtlinien für die Modellierung von Softwarefehlern in der PSA. Die hierin präsentierte Strategie ist generisch und kann auf verschiedenen Software-Plattformen und ihren Anwendungen angewandt werden.

Pressurized Thermal Shock Analyse für deutsche Kernkraftwerke

Stefan Fricke und Michael Braun

Der TÜV Nord ist seit mehr als 30 Jahren kompetenter Berater zu Fragen kerntechnischer Sicherheit und stellt seinen Sachverstand den Kunden zur Verfügung.

Entsprechend den deutschen Vorschriften muss für den Reaktordruckbehälter (RDB) die Sicherheit gegenüber Sprödbruch nachgewiesen werden. Mit fortschreitenden Erkenntnissen ist der Nachweis zu aktualisieren, z.B. entsprechend der Entwicklung internationaler Standards wie ASME, BS und RCC-M.

Die Lasten für den RDB sind komplex und ergeben sich aus einem transienten Druck- und Temperaturumfeld. Heute sind diese Belastungsbedingungen wesentlich detaillierter mittels thermohydraulischer Berechnungen und neuer experimenteller Erkenntnisse zu ermitteln, als in der Bauphase der Anlagen in den 1980er-Jahren. Daher muss der Nachweis gegenüber Sprödbruch mit den neuen Erkenntnissen vor allem für postulierte kleine Lecks der Hauptkühlmittelleitung geführt werden.

Der RDB ist aus ferritischem Grundmaterial (ca. 250 mm Stärke) und austenitischer innerer Schutzschicht durch Auftragsschweißung aufgebaut. Grundwerkstoff und Auftragsschweißung besitzen unterschiedliche physikalische Eigenschaften, die temperaturabhängig berücksichtigt werden müssen. Zudem ist Versprödung infolge ionisierender Strahlung zu beachten. Die Segmente des RDBs von besonderem Interesse sind die Kernschweißnaht, der Bereich der Kühlwassereintritts- und -austrittsflansche sowie die Flanschschweißnähte.

Die bruchmechanische Bewertung erfolgt für Abweichungen vom Normalbetrieb sowie für Kühlmittelverluststörfälle.

Kontrolle des Anlagenzustandes während der Revision bzw. eines Betriebsstillstands: Eine Begutachtung von Betriebserfahrungen

Miguel Peinador Veira, Samir El Kanbi, Jean-Luc Stephan und Johannes Martens

Nach dem Auftreten von Ereignissen in Kernkraftwerken im Stillstandsbetrieb in den 1980er-Jahren und auf Grundlage von probabilistischen Sicherheitsanalysen in den 1990er-Jahren wurde deutlich, dass Risiken bei diesem Betriebszustand nicht zu vernachlässigen sind und entsprechende Vorsorgeprogramme getroffen werden müssen.

Eine umfassende Prüfung und Begutachtung der zugehörigen Betriebserfahrungen aus den letzten 10 Jahren wurde von der Gemeinsamen Forschungsstelle (Joint Research Centre) durchgeführt. Ziel der Untersuchung ist es, gewonnene Erkenntnisse und abgeleitete Empfehlungen den Betreibern und Aufsichtbehörden zur Verfügung zu stellen.

Im vorliegenden Beitrag wird dargestellt, welche Aufgaben im Verlauf einer Kernkraftwerksrevision anstehen, welche komplexen Zusammenhänge zu berücksichtigen sind und wie sichergestellt werden kann, dass alle Systeme beim Wiederanfahren zuverlässig verfügbar sind.

Die Studie unterstreicht die Bedeutung genauer Informationen zum Anlagenstatus im Kontrollraum. Viele lessons learned beziehen sich auf Form und Umfang von Alarmmeldungen und dem Umgang mit Betriebshandbüchern. Die Ergebnisse dieser Analyse stehen allen Beteiligten für Anwendung und Umsetzung zur Erhöhung der Sicherheit zur Verfügung.

Benchmark einer anwendungsnahen Methode zur Modellierung eines LOCA für ein Kernkraftwerk mit Einspeisung in das obere Plenum

Jong Woon Park

Für Kernkraftwerke vom Typ Westinghouse mit 3 Loops sowie OPR1000-Anlagen wurde eine Modellierungs- und Bewertungsmethode für einen Kühlmittelverluststörfall mit großem Leck zugelassen. Die Methode wurde unter anderem in Zusammenhang mit der Lizenzverlängerung für das Kernkraftwerk Kori 1 angewandt. Dazu wurde ein Benchmark der Methode mit dem UPI-Test an der UPTF-Testanlage durchgeführt. Im Rahmen des Benchmarks wurde ein Modell für den UPI-Text 20 entwickelt. Die Ergebnisse der Modellierung zeigen eine sehr gute Übereinstimmung mit den realen Testergebnissen.

Die Analyse für ein großes Leck beim Kernkraftwerksblock Kori 1 zeigen eine gute Übereinstimmung mit den festgestellten Phänomenen des UPI-Tests. Kerndurchsatz, Wasserdurchsatz durch den heißen Strang, Bereich des Wasserdurchbruchs sowie Wasserstand im oberen Plenum werden entsprechend modelliert.

Parlamentarische Kontrolle und Geheimhaltungsbedürftigkeit bei Nuklearexporten: Zum Urteil des Bundesverfassungsgerichts vom 21. Oktober 2014

Ulrike Feldmann

Mit Urteil vom 21. Oktober 2014 (Az.: 2 BvE 5/11) entschied das Bundesverfassungsgericht (BVerfG) in einem Organstreitverfahren über Umfang und Grenzen des parlamentarischen Informationsrechts. Zwar ging es in dem Verfahren nicht um Nuklearexporte, sondern um Rüstungsexporte, jedoch ist im Außenwirtschaftsrecht nicht nur für Kriegswaffen eine Exportgenehmigungspflicht vorgesehen, sondern auch für sogenannte Dual-Use-Güter, d.h. für Güter, die sowohl friedlichen als auch militärischen Zwecken dienen können. Die Ausfuhr dieser Güter ist der sogenannten Dual-Use-Verordnung (EG) 428/2009 genehmigungspflichtig. In Anhang I der Verordnung (EG) 428/2009 ist unter der Kategorie 0 eine Vielzahl kerntechnischer Materialien, Anlagen und Ausrüstungsgegenstände aufgelistet, für die diese Genehmigungspflicht gilt. Ebenso wie Rüstungsexporte werden auch Exporte von nuklearen Dual-Use-Gütern in einem besonderen Kabinettsausschuss, dem Bundessicherheitsrat (BSR), beraten, der ressortübergreifend die deutsche Sicherheits- und Verteidigungspolitik unter Abwägung wirtschaftspolitischer Interessen koordinieren soll und der nach seiner Geschäftsordnung seine Beratungsergebnisse als „geheim“ einstuft. Auch die gesetzlich nicht geregelten, aber in der Praxis üblichen „Voranfragen“ von Unternehmen, die einen Export planen und sich vor Vertragsschluss beim zuständigen Bundesministerium bzw. dem Bundesamt für Wirtschaft und Ausfuhrkontrolle über die grundsätzliche Genehmigungsfähigkeit ihres Exportgeschäfts vergewissern wollen, finden nicht nur bei Rüstungsexporten, sondern auch bei nuklearen Dual-Use-Gütern statt.

Das Urteil des Bundesverfassungsgerichts lässt sich auf Beratungen über die Genehmigung nuklearer Dual-Use-Güter übertragen.

Erweiterung des WWER-Brennstoff-Marktes in Osteuropa und der Ukraine

Michael Kirst, Ulf Benjaminsson und Carina Önneby

In der EU und der Ukraine sind insgesamt 33 WWER-Reaktoren in Betrieb, die den größten Teil der Energieversorgung in diesen Ländern ausmachen. Die verantwortlichen Regierungen und Energieversorger für diese Reaktoren streben eine größere Vielfalt der nuklearen Energieversorgung an. Westinghouse ist der einzige Kernbrennstoffproduzent außerhalb Russlands, der die Entwicklung, Qualifizierung und Produktion des WWER-Brennstoff-Designs für beide, WWER-440 und WWER-1000- Reaktoren, vorgenommen hat. Das Unternehmen ist verantwortlich für die Folgelieferungen für WWER-440 Brennstoff an Loviisa 2 in Finnland, WWER-1000 Brennstoff für die Erstbeladung und die Folgelieferung an Temelin 1-2 in Tschechien und, erst kürzlich WWER-1000 Brennstoff an Süd Ukraine 2-3.

Technische Herausforderungen in Form von mechanischen Störeinflüssen lokaler Brennstoffe wurden in der Ukraine angetroffen, es konnten aber innovative Lösungen entwickelt und erfolgreich angewandt werden. So hat die Ukraine heute zum ersten Mal in ihrer Geschichte eine sinnvolle WWER-1000 Alternative, was einen enormen Ausgleich der Energiesicherheit für das Land darstellt.

Analyse eines schweren Störfalls für den Modularen Integrierten Fortgeschrittenen Reaktor SMART

Gunhyo Jung und Moosung Jae

Das Konzept des System-Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) wurde in Korea entwickelt. Für diesen Anlagentyp mit 330 MW thermischer Leistung läuft derzeit eine Typzulassung bei der koreanischen Genehmigungsbehörde NSSC.

Kennzeichnend für das Konzept ist, dass die Hauptkomponenten des Primärkreislaufs, Kern, Dampferzeuger, Druckhalter und Primärkühlmittelpumpen in einem umschließenden Behälter installiert sind, sodass auf zusätzliche Rohrleitungen verzichtet werden kann. Weitere Sicherheitsmerkmale kennzeichnen den Typ und unterscheiden ihn zu den bekannten Leichtwasserreaktoren. Ein passives Nachwärmeabfuhrsystem sowie ein System zum Fluten der Reaktorgrube gehören dazu.

Ziel der Arbeiten war es, die Sicherheit des SMART-Konzeptes mit seinen besonderen Eigenschaften im Rahmen einer Schwerstörfallanalyse zu bewerten. Dazu wurde ein entsprechendes Anlagenmodell entwickelt. Für Schwerstörfallsequenzen wurden Analysen durchgeführt.

Die Ergebnisse der Analysen zeigen, dass das gewünschte hohe Sicherheitsniveau durch Einrichtungen und Maßnahmen zur Schwerstörfallbeherrschung erreicht wird. Das Containmentsprühsystem, passive Wasserstoffrekombinatoren sowie das Flutsystem für die Reaktorgrube gewährleisten dies. Damit zeigt das SMART-System eine sicherheitstechnische Weiterentwicklung der bekannten Leichtwasserreaktoren. Ein vergleichsweise großes Kühlmittelinventar, ein großes freies Volumen des Containments sowie eine große Ausbreitungsfläche für eine mögliche Kernschmelze sind dafür mit maßgeblich.

ENTRIA – Werkstattgespräch „Grenzwertbildung im Strahlenschutz“

Lisa Diener

Grenzwerte beeinflussen unseren Alltag. Ob im Verkehr oder hinsichtlich Lärmregelungen, jeder von uns kam mit Sicherheit schon mehr als einmal mit Grenzwerten in Kontakt. Doch wie entstehen solche Werte? Um diese Frage drehte sich das Werkstattgespräch „Grenzwertbildung im Strahlenschutz“ am 27. Januar 2015 im Haus der Kulturen in Braunschweig. Das Werkstattgespräch wurde im Rahmen der vom BMBF geförderten, interdisziplinären Forschungsplattform „ENTRIA – Entsorgungsoptionen für radioaktive Reststoffe“ durchgeführt und hatte zum Ziel, eine disziplinübergreifende Diskussion zur Grenzwertbildung im Strahlenschutz anzuregen. Dementsprechend kamen die Referenten aus verschiedenen Fachdisziplinen und erläuterten bspw. die Vorgehensweise der Grenzwertsetzung, die Maßstäbe zur Bewertung der Dosen und auch die Öffentlichkeitsbeteiligung bei der Normierung der Grenzwerte. Als Ergebnis der Veranstaltung kristallisierten sich zwei Thesen heraus: Erstens, die Grenzwertsetzung erfordert immer die Beachtung des Kontexts und der Schutzziele. Zweitens, bestehende Unsicherheiten müssen in und mit der Öffentlichkeit kommuniziert werden. Insgesamt bot das Werkstattgespräch viel Input und Diskussionsstoff. Zudem wurden interessante und relevante Fragen aufgeworfen, die in die weitere Arbeit der Forschungsplattform ENTRIA einfließen werden.

60th year atw: EURATOM – Wirtschaftspolitisch gesehen

Siegfried Balke

Die Europäische Atomgemeinschaft (EAG – EURATOM), die am 1. Januar 1958 ihr organisatorisches Leben begonnen hat, steht nicht in gleichem Maß in einer wirtschaftspolitischen Diskussion wie die Europäische Wirtschaftsgemeinschaft. Die EAG trägt ein stark betontes technisch-wissenschaftliches Gepräge und wird in wirtschaftspolitischer Hinsicht meist als organisatorisches Anhängsel der übergeordneten wirtschaftlichen Integrationsbemühungen innerhalb Europas betrachtet.

Trotzdem wäre es falsch, in der Europäischen Atomgemeinschaft keine wirtschaftlich wirksamen Komponenten zu vermuten. Das Gegenteil wird schon dadurch kenntlich, daß sich die EAG in ein System internationaler Organisationen und Institutionen eingliedern muß, die auf dem Gebiet der friedlichen Verwertung der Atomkräfte schon bestehen und die einen größeren geographischen Bereich umfassen als die Sechs-Staaten-Gemeinschaft des EURATOM, der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft und der Montanunion.

Es ist ein Vorteil des Vertrages zur Gründung der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft, daß sie die Atomgemeinschaft als ein zwar bedeutendes, aber nicht von der allgemeinen wirtschaftlichen Betätigung unabhängiges Teilgebiet betrachtet. Die organisatorische Klammer für die drei europäischen Integrationsverträge wird das gemeinsame Parlament sein und – was zu erwarten steht – der in seiner praktischen Auswirkung nicht zu unterschätzende gemeinsame Sitz der drei Institutionen.

Warum Deutschlands „vertrackte“ Energiewende Warnung für andere Staaten sein sollte

John Shepherd

Deutschlands sogenannte „Energiewende“ zieht zunehmend das internationale Interesse auf sich – aber scheinbar aus den falschen Gründen.

US-Senator Lamar Alexander sagte kürzlich, dass die deutsche Energiepolitik einer der Gründe für die USA sei, auf keinen Fall aus der Kernenergie auszusteigen, sondern in neue Kernkraftwerke zu investieren. Alexanders Anmerkungen und Begründungen sind in einem Beitrag des US Nuclear Energy Institute veröffentlicht.

Alexander verweist unter anderem auf die enormen Kosten für den Ersatz nuklearer Stromerzeugungskapazität durch Wind, Sonne und die erforderliche Infrastruktur. Die deutsche Regierung gebe diese mit 1.200 Milliarden US-Dollar (ca. 1.000 Milliarden Euro) an. Zudem stellt Alexander heraus, dass Deutschland mit dem Kernenergieausstieg auch nicht mehr über ausreichend verlässliche und günstige Grundlastkapazität insbesondere für die Industrie verfüge. Er drückte auch seine Sorge über neue Abhängigkeiten Deutschlands bei Energieimporten, so z.B. aus Russland, aus.

 

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