atw - Februar 2018

Themen im Februar 2018:

_Entwicklung des gasgekühlten Hochtemperaturreaktors in China
_Untersuchungen zu schweren Störfällen
_Knowledge Management und TRIZ
_Korrosionprozesse legierter Stähle in Salzlösungen
_Mit der Kernenergie zu spielen ist Teil der Politik

WANO wird sich mit der Verlagerung der Aktivitäten nach Asien verstärkt auf den Kernkraftwerksneubau konzentrieren

NucNet

Die World Association of Nuclear Operators (­WANO) will sich verstärkt auf Kernkraftwerksneubauten konzentrieren, da sich der „Schwerpunkt“ der Branche von den USA und Europa in den Nahen Osten und nach Asien verlagert. Peter Prozesky, Chief Executive Officer von WANO, erläuterte, dass Neubauprojekte in China, Indien, der Türkei und den Vereinigten Arabischen Emiraten WANO die Möglichkeit geben, dass diese Länder mit denErfahrungen von WANO in die Kernenergie ein­steigen. Bei der Unterstützung von Ländern, in denen neue Anlagen in Betrieb genommen werden, arbeitet WANO eng mit der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) zusammen. Eine der Aufgaben der IAEO besteht darin, die zuküftigen Nuklearstaaten darin zu unterstützen, die Infrastruktur und das Know-how zu entwickeln, dassie benötigen, um die Kernenergie als Teil ihresEnergiemixes zu nutzen.

Entwicklung des gasgekühlten Hochtemperaturreaktors in China

Wentao Guo und Michael Schorer

Der gasgekühlte Hochtemperaturreaktor (HTGR) ist einer von sechs Reaktortypen der Generation IV, die 2002 vom Generation IV International Forum (GIF) vorgestellt wurde. Charakteristisch für diesen Reaktortyp sind die hohe Kühlmittelaustrittstem­peratur aus dem Reaktor, Helium als Kühlmittel,Graphitals Moderator, kugelförmige Brenn­elemente sowiekeramischer Reaktorkernein­bauten. Vorteile von HTGR sind inhärente Sicherheit, Wirtschaftlichkeit sowie hohe Effizienz der Brennstoffnutzung. Nach einer umfassenden Eva­luierung durch hat die Entwicklung von HTGR bis hin zur kommerziellenNutzung Priorität. Ein Demonstrationsprojekt für einen HTR-Modul­reaktor befindet sich am Standort Shidao Bay in China  in Bau. In diesem Beitragwerden dieEntwicklungsgeschichte von HTGR in China und die aktuelle Situation der HTR-PM-­Projekte vor­gestellt. Die Erfahrungen aus China sind eine international nutzbare Referenz.

Die Haftung nach § 26 AtG –ein Mauerblümchen?

Christian Raetzke

Die Haftung für Schäden aus Radioaktivität kann sich nach deutschem Recht aus mehreren Quellen ergeben. In der Diskussion steht meist die Haftung nach dem Pariser Übereinkommen (PÜ) im Vordergrund, die im Bereich der Kernenergie gilt. Etwas im Schatten des PÜ steht die Haftung nach § 26 AtG. Sie gilt für den Umgang mit Radioaktivität imBereich der Medizin, Forschung und Industrie (­etwa bei Prüfstrahlern) sowie für Aktivitäten rund um natürliches und abgereichertes Uran und für die Kernfusion. Der Artikel skizziert die Grund­elemente der Haftung nach § 26 AtG, die aufgrund jüngerer Entwicklungen wie dem Kernenergieausstieg in Deutschland möglicherweise künftig an Bedeutung gewinnen wird.

Untersuchungen zu den Zuständen im Ringraum des Reaktorgebäudes eine DWR vom Typ KONVOI im Falle von schweren Störfällen mit erhöhten Leckagen aus dem Containment

Ivan Bakalov und Martin Sonnenkalb

Die anlageninternen Notfallschutzkonzepte der in Betrieb befindlichen KKW in Deutschland wurden nach den Unfällen in Fukushima Daiichi verbessert und damit Empfehlungen der Reaktorsicherheitskommission (RSK) und neue Erkenntnisse aus den Stress Tests umgesetzt. Die Wirksamkeit von neu entwickelten Maßnahmen des mitigativen Notfallschutzes für eine DWR-Referenzanlage vom Typ KONVOI hinsichtlich der Zustände im Ringraum des Reaktorgebäudes bei erhöhten Leckagen aus dem Containment während schwerer Störfällewurde analysiert. Die Freisetzung von Wasserstoff und Radionukliden in den Ringraum des Reaktorgebäudes wurde an Hand von zwei repräsentativen schweren Störfallszenarien unter der Annahme unterschiedlicher Randbedingungen untersucht. Die Analysen wurden ohne und mit mitigativen Notfallmaßnahmen (bereits umgesetzte oderzusätzliche Maßnahmen) durchgeführt, und dieErgebnisse bestätigten die Wirksamkeit aller Maßnahmen. Die Arbeiten wurden im Rahmen eines Forschungsprojektes der GRS finanziell unterstützt vom BMUB durchgeführt.

 

Sensitivitätsanalyse von MIDAS-Tests mit SPACE-Code: Auswirkung der Nodalisierung

Shin Eom, Seung-Jong Oh und Aya Diab

Die Sensitivitätsanalyse zur Nodalisierung für die Bypass-Phänomene des ECCS (Emergency CoreCooling System) wurde mit Hilfe des thermo­hydrau­lischen Analyse-Computercodes SPACE (­Safety and Performance Analysis CodE) durchgeführt. Dazu wurden die Ergebnisse des MIDAS-Tests (Multi-dimensional Investigation in Downcomer Annulus Simulation) verwendet. Der MIDAS-Test wurde vom KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) zur Leistungsbewertung des ECC (­Emergency CoreCooling) Bypass-Phänomens im DVI (Direct Vessel Injection) System durchgeführt. Das Hauptziel dieser Studie ist es, die Sensitivität der SPACE-Code-Ergebnisse für die thermo­hydrau­lischen Unterkanäle zu untersuchen, die zur Modellierung des Ringraums im MIDAS-­Experiment verwendet werden. Aus Gründen der Rechen­effizienz wird für die SPACE-Code-­Nodalisierung eine 4-Kanal-Darstellung empfohlen.

 

Knowledge Management und TRIZ für die Sicherstellung der Abschaltfähigkeit bei Feueralarmen in Kernkraftwerken

Chia-Nan Wang, Hsin-Po Chen,Ming-Hsien Hsueh und Fong-Li Chin

Die Katastrophe von Fukushima im Jahr 2011 hat die Frage nach der Sicherheit von Kernkraftwerken erneut gestellt. In dieser Studie wurde Wissensmanagement in Verbindung mit der Teoriya Resheniya Izobreatatelskih Zadatch (TRIZ) Methode bei der Formulierung einer Datenbank eingesetzt, um die Bewertung der Fähigkeit zur sicheren Abschaltung nach einem Brand in einem Kernkraftwerk zuermöglichen. Der vorgeschlagene Ansatz zieltdarauf ab, die Anlagen mit den Standards derUS Nuclear Regulatory Commission (NRC) inEinklang zu bringen. Bei der Implementierung in einer Fallstudie eines asiatischen Kernkraftwerks erwies sich die Methode als sehr effektiv bei der Feststellung von 22 Kabeln, die nicht den vor­gegebenen Anforderungen entsprachen, wodurch 850.000 mögliche Ereignispfade auf 0 reduziert wurden. Diese Studie kann auch als Referenzdienen für die Entwicklung systematischer Ansätze zur weiteren Modernisierung von Kernkraftwerken.

Korrosionprozesse legierter Stähle in Salzlösungen

Bernhard Kienzler

Es wird eine Zusammenfassung der Experimente zur Korrosion von legierten Cr-Ni Stählen in Salzlösungen vorgestellt. Die Experimente wurden Im Forschungszentrum Karlsruhe (heute KIT),Institut für Nukleare Entsorgung (INE) im Zeitraum zwischen 1980 und 2004 durchgeführt. Legierte Stähle zeigten eine deutlich geringere Flächen­korrosion im Vergleich zu den ebenfalls unter­suchten Kohlenstoffstählen. Jedoch findet in den Salzlösungen eine Störung der Korrosionsschutzschichten aus Cr-Oxiden auf den Stahloberflächen statt, die zu lokalen Korrosionsprozessen führt.Flächenkorrosionsraten und die Beobachtungen hinsichtlich Lochfrass-, Spalt- und Spannungsrißkorrosion werden aufgezeigt.

Entwicklung eines Codes zur Berechnung der Strahlendosis und -konzentration bei Freisetzung von luftgetragenen Radio¬nukliden während des unfallbedingtenund normalen Betriebes kerntechnischer Anlagen

A. Haghighi Shad, D. Masti,M. Athari Allaf, K. Sepanloo,S.A.H. Feghhi und R. Khodadadi

Zur Abschätzung von Strahlendosen und stochas­tischen Risiken durch atmosphärische und flüssige Radionuklidemissionen bei einem Reaktorunfall und im Normalbetrieb wurde ein benutzerfreundliches dynamisches radiologisches Freisetzungs- und Dosismodell entwickelt. Zusätzlich zu den Einzeldosen aus verschiedenen Pfaden für verschiedene Nuklide können Kollektivdosen und stochastische Risiken mit Hilfe des entwickelten benutzerfreundlichen KIANA Advance Computational Computer Codes und Modells berechnet werden. Der aktuelle Code kann mit jedem weiträumigen atmos­phärischen Ausbreitungs-/Kurzzeitmodell gekoppelt werden, mit dem Radionuklidkonzentrationen in der Luft und am Boden und in Gewässernberechnet werden können.

Tagungsbericht: Zukunftsmanagement – zentrale Lösungsansätze für Kernanlagen

Matthias Rey

Zukunftsmanagement erfordert sorgfältigePlanung und Wissen darüber, welche Optionen zur Ver­fügung stehen, wieweit Optimierungen sinnvoll sind und welche Maßnahmen und Prozess­änderungen sich allenfalls bereits anderswobewährt haben. Der Vertiefungskurs 2017 desNuklearforums Schweiz nahm diese Thematik auf. Im Zentrum standen Lösungsansätze zum Opti­mieren von Systembetrieb und Instandhaltungsowie die Mitarbeitenden in ihrer sich verän­dernden Umwelt. Als Novum wurden die Themen der Inputreferate des Vormittags in Workshopsvertieft diskutiert.

Mit der Kernenergie zu spielen ist Teil der Politik

John Shepherd

Eine Woche ist in der Politik eine lange Zeit! Dieser Satz wird dem ehemaligen britischen Premier­minister Harold Wilson zugeschrieben. Was ist dann mit einem Monat oder mehreren Monaten, wie sie für eine langfristige Technologie wie der Kernenergie bestimmend sind? Die kerntechnische Industrie hat längst akzeptiert, dass sie als poli­tischer Spielball genutzt werden kann, um je nach Situation ins Tor oder vom Spielfeld geschossen zu werden. „Nuklearpolitiker“ wissen, dass Ent­scheidungen zur Kernenergie nicht nur „Macht“bedeuten, sondern auch Verantwortung. Heute geht es deshalb darum  hier mit gutem Beispielvoranzugehen.

 

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