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
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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
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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
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97
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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
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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.
2014, 120, pp. 379–389.
H.­P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, and S. Roy­
chowdhury, «Stress Corrosion Cracking Behav­
8. References
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Alloy Reactor Pressure Vessel Steel Dissimilar
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Metal Weld Joints in Light Water Reactor Envi­
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S. Roychowdhury, H.P. Seifert, P. Spätig, S. Ritter,
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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014
141
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H.P. Seifert, H.J. Leber and S. Ritter, «Projekt­
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antrag SAFE zu Handen des ENSI», PSI­
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AN­46­11­09, November 2011.
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
project proposal and request for research
of LWR Structural Materials», Project Pro­
support to PSI Research Committee (PSI
posal to PSI Fellow Program 2012, August
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[5]
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less Steels under Light Water Reactor Condi­
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(CD­ROM), Avignon, France, September
142
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S. Roychowdhury, «Stress Corrosion Crack­
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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).
9. References
G. Qian, V.F. González­Albuixech, M. Niffenegger,
Constraint effects for a reactor pressure vessel sub­
[1] M. Niffenegger, H.P. Seifert, G. Qian, Projekt­
jected to pressurized thermal shock, Procedia
antrag PISA­II zu Handen des ENSI, AN­46­12­
Materials Science, Vol. 3 (2014) 1687–1693.
01, 12.3.2012.
G. Qian, M. Niffenegger, Probabilistic pressurized
[2] ENSI Research Report 2010.
thermal shocks analysis for a reactor pressure ves­
[3] ENSI Research Report 2011.
sel. Proceedings of ASME PVP (2014), 2014–
[4] ENSI Research Report 2012.
28765.
[5] ENSI Research Report 2013.
G. Qian, M. Niffenegger, Methodology and warm
[6] P.T. Williams, T.L. Dickson, S. Yin, 2004. Frac­
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
diction equations. Retrieved November 12, 2014,
ties from strong motion records. The implementa­
from http://e­collection.library.ethz.ch/view/
tion of Drucker­Prager plasticity in AWP­ODC was
eth:14476, doi: 10.3929/ethz­a­010232326.
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
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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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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2014
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nium alloys, Sandia National Laboratory, San­
dia National Laboratories. SAND2005–6006.
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
[1]
alter. Chr. Herm. Tauchnitz, Leipzig, 1909.
Steig and Klettgau in order to identify the trans­
port pattern and depositional environment.
A. Penck, E. Brückner: Die Alpen im Eiszeit­
[2]
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10
26
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graphische Mitteilungen, 40/41, 1960/61.
[14] U. Gasser, W. Nabholz: Zur Sedimentologie
der Sandfraktion im Pleistozän des schwei­
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Helveticae, 62, 467–516, 1969.
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Schindler: Erläuterungen zum Blatt Nr. 57:
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Schweiz 1:25‘000. Schweizerische Geolo­
gische Kommission, 1–31, 1970.
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
C. Humbel Haag, B. Linsenmaier: A Systemic Approach to Oversee Human and Organizational
Factors in Nuclear Facilities. International Journal of Performability Engineering, Vol. 10, Nr. 7,
November 2014, S. 681–689. http://www.ijpe­online.com/november­2014­p2­a­systemic­
approach­to­oversee­human­and­organizational­factors­in­nuclear­facilities.
html#axzz3ObwnpQ6i
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
0041 (0)56 460 84 00
Telefax
0041 (0)56 460 84 99
[email protected]
www.ensi.ch
286
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
ENSI, CH-5200 Brugg, Industriestrasse 19, Telefon +41 (0)56 460 84 00, Fax +41 (0)56 460 84 99, www.ensi.ch

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