Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 by Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2012 Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire

Research and Experience Report 2012 Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Inhaltsverzeichnis Zusammenfassung

Résumé

Summary

1 Regulatorische Sicherheitsforschung 1.1 Brennstoffe und Materialien 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien 1.1.2 Untersuchungen an Halden-Proben IFA-638 1.1.3 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project 1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project 1.1.5 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb 1.1.6 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 1.1.7 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors 1.1.8 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis 1.1.9 Bruchmechanische Bewertung von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten 1.2 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 Common-Cause-Failure Data Exchange 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange 1.3 Externe Ereignisse 1.3.1 IRIS_2012 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anprallasten 1.3.2 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 1.3.3 Expertengruppe Starkbeben 1.3.4 IAEA-KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwazaki-Kariwa beim Erdbeben vom 16. Juli 2007 1.3.5 PLATEX – Plattform Extremereignisse: Studie zur Hochwassergefährdung 1.4 Menschliche Faktoren 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation 1.4.2 Human Reliability Analysis 1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe 1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland 1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen 1.5.3 LINX - Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung 1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases 1.5.5 MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR 1.6 Strahlenschutz 1.6.1 Strahlenschutzforschung 1.7 Entsorgung 1.7.1 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen 1.7.2 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal 1.7.3 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri 1.7.4 OECD-NEA Clay Club 1.7.5 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung 1.7.6 FORGE – Fate of Repository Gases 1.7.7 DECOVALEX-2015 Project 1.7.8 Klimamodellierung Würm-Eiszeit

15 15 15 18 19 21 22

24 25 26 27 29 29 30 31 32 33 33 36 38 40 42 43 43 45 46 46 49 50 51 53 55 55 57 58 59 60 63 64 68 72 74

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland 1.7.10 Abfallbewirtschaftung im Vergleich 2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen 2.1 Anzeigen von Materialunregelmässigkeiten in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallmessungen 2.2 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk KORI-1 in der Republik Korea 3. Internationale Zusammenarbeit 3.1 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 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks 3.2 Multilaterale Zusammenarbeit 3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA 3.2.2 IAEA Safety Standards 3.2.3 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) 3.2.4 IAEA-Datenbanken 3.3 Kernenergieagentur NEA der OECD 3.3.1 Steering Committee for Nuclear Energy 3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA) 3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) 3.3.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH) 3.3.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC) 3.3.6 Komitee-übergreifende Aktivitäten als Reaktion auf den Unfall von Fukushima 3.4 Behördenorganisationen 3.4.1 Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA) 3.4.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) 3.4.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA 3.4.4 Heads of European Radiological protection Competent Authorities (HERCA) 3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa 3.5 Bilaterale Zusammenarbeit 3.5.1 Gemischte Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS) 3.5.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK) 3.5.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich 3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit 3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit

77 78 81 82 83 85 86 86 87 87 88 88 88 89 90 90 91 91 92 94 94 94 95 95 96 96 98 98 98 98 99 99 99 100

4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht 4.1 ENSI-G04: Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente 4.2 ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen 4.3 ENSI-B03: Meldungen der Kernanlagen 4.4 ENSI-B11: Notfallübungen

101

5. Strategie und Ausblick

103

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte

105

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien

287

Anhang C: Publikationnen und Vorträge 2012

291

Anhang D: Richtlinien des ENSI/Directives de l'ENSI/Guidelines of ENSI

297

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

101 101 101 101

Einleitung Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kernener-

logischen Zustand und die Notfallübungen und

giegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen Be-

Ausbildungen in den schweizerischen Kernanla-

hörden die Öffentlichkeit regelmässig über den Zu-

gen. Er beinhaltet zudem die Tätigkeiten im

stand der Kernanlagen und über Sachverhalte

Transport- und Entsorgungsbereich.

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

Im Strahlenschutzbericht wird der radiologische

Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) erfüllt 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 auch

bericht beschreibt und bewertet die Ergebnisse

in elektronischer Form auf www.ensi.ch unter

der regulatorischen Sicherheitsforschung, aus-

«Dokumente ▶ Jahresberichte» erhältlich.

gewählte Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen, den internationalen Erfahrungsaus-

Der Aufsichtsbericht beschreibt und bewertet

tausch sowie Änderungen im Regelwerk des

die wichtigsten Betriebsereignisse und Vor-

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

kommnisse, die durchgeführten Nachrüstungen

ressierte Öffentlichkeit, der Anhang A vornehm-

und Instandhaltungsmassnahmen, die Ergeb-

lich an ein Fachpublikum.

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nisse der Wiederholungsprüfungen, den radio-

Strahlenschutzbericht 2012

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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ENSI,

CH-520

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Telefo se 19,

(0)56 n +41

6 +41 (0)5 00, Fax 460 84

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2012

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Zusammenfassung Regulatorische Sicherheitsforschung

den an passiven metallischen Komponenten und zu Brandereignissen – aufgebaut, mit denen die Betriebserfahrungen aus zahlreichen Ländern sy-

Bei der Ausübung seiner Aufsichtstätigkeit über die

stematisch ausgewertet werden. Das neue Projekt

Kernanlagen muss das ENSI auf dem aktuellen Stand

CADAK beschäftigt sich mit der Lebensdauer von

von Wissenschaft und Technik sein. Deshalb unter-

klassierten elektrischen Kabeln. Die bereits länger

stützt und koordiniert das ENSI Projekte im Rahmen

betriebenen Datenbanken lassen zunehmend sy-

der regulatorischen Sicherheitsforschung. Deren Er-

stematische Auswertungen zu. So konnten 2012

gebnisse gehen teils unmittelbar in Richtlinien, Einze-

Überblicksberichte zu hochenergetischen Licht-

lentscheide und Hilfsmittel des ENSI ein. Im weiteren

bögen (Projekt FIRE) und Komponentenberichte

Sinne dienen die Projekte der Ausbildung und dem

zu Kreiselpumpen und Steuerstab-Antrieben (Pro-

Kompetenzerhalt beim ENSI und seinen Experten.

jekt ICDE) erstellt werden.

Und schliesslich leistet das Forschungsprogramm

3. Neben Schäden, die durch Ereignisse innerhalb

Beiträge an zahlreiche internationale Projekte, die in

eines Kernkraftwerks entstehen können, berück-

der Schweiz alleine nicht durchgeführt werden

sichtigen die Sicherheitsanalysen auch externe

könnten. Hierdurch wird der für die nukleare Sicher-

Ereignisse. Das ENSI unterstützt in diesem Be-

heit ausserordentlich wichtige internationale Aus-

reich mehrheitlich internationale Projekte, die auf-

tausch gefördert.

wändige Experimente und Simulationen zu Flug-

Das

Programm

«Regulatorische

Sicherheitsfor-

zeugabsturz und Erdbeben durchführen. Speziell

schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche:

auf die Schweizer Verhältnisse zugeschnitten sind

1. Der Themenbereich Brennstoffe und Materi-

schliesslich die Expertengruppe Starkbeben des

alien beschäftigt sich mit dem Reaktorkern und

Schweizerischen Erdbebendienstes SED und die

den gestaffelten Barrieren für den Einschluss der

neue Plattform Extremereignisse PLATEX, an der

radioaktiven Stoffe. Bei den Brennstoffen liegt ein

mehrere Bundesbehörden beteiligt sind. PLATEX

besonderes Augenmerk auf den erhöhten Ab-

soll sich zunächst mit Fragen der Hochwasserge-

bränden und den Sicherheitskriterien für Stör-

fährdung befassen.

fälle. Hier hatten das Halden Reactor Project und

4. Der Einfluss von Operateurhandlungen auf Stör-

das Studsvik Cladding Integrity Project im Jahre

fälle in Kernkraftwerken steht bei den menschli-

2012 unmittelbaren Einfluss auf die Aufsichtstä-

chen Faktoren im Mittelpunkt. Dabei geht es ei-

tigkeit des ENSI: Gestützt auf Versuchsresultate

nerseits um die Zuverlässigkeit des Verhaltens von

zu Kühlmittelverlust-Störfällen hat das ENSI die

Bedienpersonal

Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke aufge-

gungen. Die im Projekt Human Reliability Research

fordert, die Übertragbarkeit auf ihre Anlagen zu

vom Paul Scherrer Institut PSI entwickelte Me-

überprüfen. Die Prozesse der Alterung von Struk-

thode zur Erkennung und Beurteilung von be-

turmaterialien sind entscheidend für den Lang-

stimmten Bedienfehlern, die den Verlauf eines

zeitbetrieb der bestehenden Kernkraftwerke. Das

Störfalls negativ beeinflussen, wurde 2012 für ein

Projekt Bruchmechanik, das wesentliche Beiträge

drittes Schweizer Kernkraftwerk angewendet; so

für die Richtline ENSI-B01 zur Alterungsüberwa-

konnten spezifische Vorschläge zur Verbesserung

chung leistete, konnte 2012 erfolgreich abge-

der Störfallvorschriften gemacht werden. Ande-

schlossen werden.

rerseits steht der Einfluss der Kontrollraumgestal-

unter

verschiedenen

Bedin-

2. Die Projekte der OECD zu internen Ereignissen

tung auf die Leistung der Operateure im Mittel-

und Schäden fördern den internationalen Erfah-

punkt dieses Forschungsbereichs. Das Halden

rungsaustausch über Störfälle sowie Schäden an

Reactor Project richtete 2012 das neue FutureLab

Komponenten, die Störfälle auslösen oder ungün-

ein, in dem Prototypen für innovative Schnittstel-

stig beeinflussen können. Dazu werden themen-

len zwischen Mensch und Maschine getestet wer-

spezifische Datenbanken – beispielsweise zu Schä-

den sollen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

5. Systemverhalten und Störfallabläufe in Kern-

im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht ist

kraftwerken werden ausgehend vom Normalbe-

eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer

trieb bis hin zu Kernschmelz-Unfällen analysiert.

Ereignisse beschrieben. Sie wurden analysiert mit

Dazu werden Computermodelle erstellt und mit

dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernanla-

Hilfe von Experimenten validiert. Sie dienen auch

gen zu überprüfen und gegebenenfalls Massnah-

als Grundlage für die quantitative Ermittlung des

men zur Verbesserung der Sicherheit abzuleiten.

Anlagenrisikos in probabilistischen Sicherheits-

Demnach sind die wichtigsten Ergebnisse aus Sicht

analysen. Im Projekt MELCOR wurde in den Jahren

des ENSI folgende:

2009-2012 die Oxidation der Brennstoff-Hüll-

Ultraschallmessungen am Reaktordruckbehälter

rohre bei schweren Unfällen untersucht. Das vom

(RDB) des belgischen Kernkraftwerks Doel-3

PSI dazu entwickelte Modell konnte nun im Simu-

ergaben Anzeigen von Materialfehlern. Der RDB

lationscode MELCOR implementiert werden.

des Kernkraftwerks Mühleberg (KKM) besteht

6. Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah-

aus demselben Grundmaterial wie der bei Doel-3,

lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik

und die RDB-Ringe wurden bei derselben Firma

über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwicklung

geschmiedet. Deshalb wurde auch der RDB des

neuer Analysemethoden für Radionuklide. Zudem

KKM einer zusätzlichen Ultraschallprüfung unter-

trägt die Mitarbeit an internationalen Normen zur

zogen. Die Messungen ergaben keine Hinweise

länderübergreifenden Harmonisierung von Me-

auf Herstellungsfehler. Es konnte bestätigt

thoden im Strahlenschutz bei. Gerade in diesem

werden, dass beim KKM die Qualität des RDB-

Bereich ist der Kompetenzerhalt ein ganz wich-

Grundmaterials nicht beeinträchtigt ist.

tiger Aspekt.

Während der Revisionsabstellung kam es im süd-

7. Der Themenbereich Stilllegung und Entsor-

koreanischen Kernkraftwerk KORI-1 zu einem

gung ist mittlerweile nach der Projektzahl der

zwölf Minuten andauernden totalen Verlust der

grösste Einzelbereich. Darin wird das Wirtsgestein

Wechselstromversorgung. Grund dafür war

Opalinuston im Felslabor Mont Terri und die Aus-

menschliches Fehlverhalten bei einem Test am

legung und Überwachung eines geologischen Tie-

Hauptgenerator, während Systeme und Strom-

fenlagers untersucht. Daneben stehen die Gas-

versorgung infolge Wartung nur reduziert ver-

entwicklung und neu auch gekoppelte thermische,

fügbar waren und zudem ein Notstromgenera-

hydraulische, mechanische und chemische Pro-

tor beim Start versagte. Bis die Kühlung nach

zesse (Projekt DECOVALEX) im Zentrum. Im eben-

weiteren sieben Minuten wieder hergestellt

falls neuen EU-Projekt SITEX soll der regulato-

werden konnte, stiegen die Kühlmitteltempera-

rische

eines

turen im Reaktordruckbehälter um etwa 21 °C

geologischen Tiefenlagers diskutiert und evaluiert

und im Brennelementlager um etwa 0.5 °C an;

werden. Mit Blick auf das Erosionspotenzial zu-

es kam jedoch zu keinen weitergehenden

künftiger Vergletscherungen wurde durch das

Auswirkungen. In der Schweiz wurden in den

2012 abgeschlossene Projekt Klimamodellierung

vergangenen Jahren bereits Massnahmen zur

ein besseres Verständnis der atmosphärischen Zir-

Verhinderung von Fehlern während Revisionsab-

kulation im Verlauf einer Eiszeit erreicht. Mit

stellungen ergriffen. Zudem stehen bei den

DRiMa und DACCORD sind zudem zwei IAEA-Pro-

Schweizer Kernkraftwerken mehr Möglichkeiten

jekte zum internationalen Wissens- und Erfah-

für die Aufrechterhaltung der Stromversorgung

rungsaustausch bei Stilllegungsprojekten lanciert

zur Verfügung.

Bedarf

für

die

Realisierung

worden.

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen

Internationale Zusammenarbeit Das ENSI kooperiert mit internationalen Organisationen und ausländischen Aufsichtsbehörden, um

Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger

den internationalen Standard im Bereich der nukle-

Bestandteil der Betriebserfahrung. Sie liefern kon-

aren Sicherheit zu erfassen und weiterzuentwi-

krete Hinweise auf Schwachstellen und Verbesse-

ckeln sowie für die Schweiz umzusetzen. Das ENSI

rungsmöglichkeiten in sämtlichen Bereichen der

pflegt die Zusammenarbeit insbesondere mit der

Auslegung und des Betriebs. Über die Vorkomm-

internationalen Atomenergiebehörde IAEA, der

nisse in Schweizer Kernanlagen berichtet das ENSI

Kernenergieagentur NEA der Organisation für

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung

gung von radioaktiven Abfällen. Positiv hervorgeho-

OECD, der Western European Nuclear Regulators‘

ben wurden zum Beispiel der Sachplan geologische

Association WENRA und im Rahmen von bilate-

Tiefenlager, das Vorliegen eines Entsorgungspro-

ralen Abkommen unter anderem mit Frankreich,

gramms und die periodische Prüfung der Entsor-

Deutschland, Österreich, und neu auch mit Italien.

gungskosten sowie die Überprüfungen, denen sich

Das ENSI bringt die in der Schweiz geltenden

das ENSI periodisch unterzieht. Empfohlen wurde

hohen Anforderungen an die nukleare Sicherheit

dagegen unter anderem die Erstellung einer Richtli-

aktiv in die internationalen Harmonisierungs-

nie zum Rückbau von Kernanlagen, an der das ENSI

bestrebungen ein.

bereits arbeitet.

Der Unfall von Fukushima Dai-ichi prägte die internationale Zusammenarbeit auch im Jahre 2012 weiter. Ende August fand bei der IAEA in Wien eine ausserordentliche Konferenz im Rahmen des Übereinkommens zur nuklearen Sicherheit (Convention

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht

on Nuclear Safety CNS) statt, an der die Vertragsstaaten ihre Aktivitäten nach dem Fukushima-

Das bestehende Regelwerk wird den Anforderun-

Unfall und die Lehren daraus diskutierten. Dafür

gen der neuen Kernenergiegesetzgebung ange-

hatte das ENSI im Mai den Schweizer Länderbericht

passt und gleichzeitig mit den internationalen

bei der IAEA eingereicht. Das ENSI setzte sich für

Standards abgestimmt. Diese Arbeiten wurden

mehr verbindliche Verpflichtungen und mehr

auch im Jahr 2012 weitergeführt. Das ENSI revi-

Transparenz ein, indem es konkrete Änderungs-

dierte vier bestehende Richtlinien:

vorschläge der CNS eingebracht hat. Eine Arbeits-

ENSI-G04: Auslegung und Betrieb von Lagern

gruppe soll nun bis Ende 2013 Verbesserungs-

für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brenn-

vorschläge zur CNS und dessen Überprüfungsprozess

elemente;

ausarbeiten; in dieser arbeitet das ENSI aktiv mit.

ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der

Das ENSI setzte sich an der Ministerkonferenz zur

Kernanlagen;

nuklearen Sicherheit in der japanischen Präfektur

ENSI-B03: Meldungen der Kernanlagen;

Fukushima im Dezember weiter für eine Ver-

ENSI-B11: Notfallübungen.

stärkung der internationalen Sicherheitsanforderungen ein. Bei der Konferenz erörterten die Regierungen der IAEA-Mitgliedsstaaten die Konsequenzen, Lehren und umgesetzten Massnahmen nach dem Unfall. Im Zuge des EU-Stresstests, der in der Schweiz gleich durchgeführt wurde wie in den EU-Ländern mit Kernkraftwerken, beteiligte sich das ENSI auch an dem bis April 2012 laufenden internationalen Überprüfungsprozess. Die im April 2012 durch die ENSREG veröffentlichten Resultate des Peer Reviews sollen in nationalen Aktionsplänen weiter bearbeitet werden. Das ENSI hat den eigenen nationalen Aktionsplan Ende 2012 der EU übermittelt und wird sich auch im Jahr 2013 weiter am Prozess beteiligen. Zudem setzte sich das ENSI im Rahmen der WENRA weiter für eine Verbesserung und Harmonisierung der Sicherheitsvorgaben ein. Im Mai 2012 führte die IAEA die 4. Überprüfungskonferenz zum Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und radioaktiver Abfälle (sogenannte Joint Convention) durch. Gemäss der internationalen Beurteilung des im Oktober 2011 eingereichten Schweizer Länderberichts erfüllt die Schweiz ihre Pflichten zur Entsor-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Résumé Recherche en matière de sécurité nucléaire

2. Les projets de l’OCDE sur les événements internes et les dommages ont pour but de promouvoir l’échange d’expériences international

Dans l’exercice de sa tâche de surveillance des ins-

en matière de défaillances et de dommages su-

tallations nucléaires, l’Inspection fédérale de la sé-

bis par les composants, qui peuvent entraîner

curité nucléaire IFSN se doit d’être au niveau le plus

des accidents ou exercer une influence défavo-

récent de la science et de la technique. C’est pour-

rable. Pour ce faire, des banques de données

quoi elle soutient et coordonne des projets dans le

thématiques ont été élaborées – par exemple

cadre de la recherche en matière de sécurité nu-

sur l’endommagement de composants métal-

cléaire. Les résultats ainsi obtenus sont en partie di-

liques passifs et sur des incendies –, ce qui per-

rectement intégrés dans les directives de l’IFSN,

met d’évaluer systématiquement le retour d’ex-

dans ses décisions prises au cas par cas et dans les

périence en exploitation correspondant de

outils qu’elle utilise. Par extension, ces projets

nombreux pays. Le nouveau projet CADAK

servent à la formation de l’IFSN et de ses experts

traite de la durée de vie de câbles électriques

ainsi qu’à l’acquisition de compétences. Enfin, le

classés. Les banques de données exploitées de-

programme de recherche contribue à de nombreux

puis assez longtemps permettent des évalua-

projets internationaux qui ne pourraient pas être

tions toujours plus systématiques. En 2012, des

réalisés en Suisse seulement. Un échange interna-

rapports de synthèse sur des arcs électriques à

tional extrêmement important pour la sécurité nu-

haute énergie (projet FIRE) et des rapports sur

cléaire se trouve ainsi encouragé.

les pompes centrifuges et les entraînements des

Le programme «Recherche en matière de sécurité

barres de commande (projet ICDE) ont ainsi pu

nucléaire» s’organise autour de sept domaines thématiques:

être élaborés. 3. Outre les dommages que peuvent entraîner des

1. Le domaine des combustibles et matériaux

événements à l’intérieur d’une centrale nu-

concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar-

cléaire, les analyses de sécurité tiennent égale-

rières de sécurité échelonnées, prévues pour le

ment compte d’événements externes. Dans

confinement des substances radioactives. Con-

ce domaine, l’IFSN soutient essentiellement des

cernant les combustibles, une attention parti-

projets internationaux qui poursuivent de coû-

culière est portée aux taux de combustion ac-

teuses expériences et simulations de chutes

crus et aux critères de sécurité en cas de panne.

d’avion et de tremblements de terre. Le groupe

En 2012, le Halden Reactor Project et le Studs-

d’experts «Starkbeben» (Forts séismes) du Ser-

vik Cladding Integrity Project ont directement

vice Sismologique Suisse SED et la nouvelle pla-

influencé l’activité de surveillance de l’IFSN: sur

teforme «Extremereignisse» (événements ex-

la base de résultats d’essais sur les accidents de

trêmes) PLATEX, à laquelle participent plusieurs

perte du caloporteur, l’IFSN a invité les exploi-

offices fédéraux, sont dédiés à la situation en

tants des centrales nucléaires suisses à vérifier

Suisse. Dans un premier temps, PLATEX s’occu-

l’applicabilité à leurs installations. Les processus

pera des questions liées au risque d’inondation.

du vieillissement des matériaux de structure

4. L’influence qu’exerce l’action des opérateurs

sont déterminants pour le fonctionnement à

sur les pannes dans les centrales nucléaires est

long terme des centrales nucléaires existantes.

au centre des facteurs humains. D’une part, il

Le projet de mécanique de rupture, qui a très

s’agit ici de la fiabilité du comportement du per-

largement contribué à la directive ENSI-B01 sur

sonnel de service dans différentes conditions.

la surveillance du vieillissement, s’est terminé

La méthode mise au point dans le projet Human

avec succès en 2012.

Reliability Research de l’Institut Paul Scherrer

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

IPS sur l’identification et l’appréciation de cer-

2012 a permis de mieux comprendre la circula-

taines erreurs de commande influençant néga-

tion atmosphérique au cours d’une période gla-

tivement le déroulement d’une panne, a été ap-

ciaire. De surcroît, avec DRiMa et DACCORD,

pliquée en 2012 à une troisième centrale

deux projets de l’AIEA ont été lancés sur

nucléaire suisse; des propositions spécifiques

l’échange international de connaissances et de

pour l’amélioration des prescriptions en ma-

retour d’expériences pour des projets de désaf-

tière de défaillances ont ainsi pu être formulées.

fectation.

D’autre part, l’influence de la configuration de la salle des commandes sur la performance des opérateurs est au cœur de ce domaine de recherche. En 2012, le Halden Reactor Project a monté le nouveau FutureLab dans lequel seront

Evénements instructifs survenus dans des installations nucléaires à l’étranger

testés des prototypes pour des interfaces novatrices entre l’homme et la machine.

Les événements se produisant dans des installa-

5. Le comportement du système et les méca-

tions nucléaires constituent un élément important

nismes de progression des incidents dans

du retour d’expérience d’exploitation. Ils four-

les centrales nucléaires sont analysés tant en

nissent des informations concrètes sur les points

fonctionnement normal qu’en cas d’accident

faibles et les améliorations possibles sur l’ensemble

de fusion du cœur. Pour ce faire, des modèles

des domaines du dimensionnement et de l’exploi-

informatiques sont élaborés puis validés à l’aide

tation. Les événements survenus dans les installa-

d’expériences. Ils servent aussi de base pour

tions nucléaires suisses sont consignés dans le rap-

l’évaluation quantitative des risques de l’instal-

port de surveillance de l’IFSN. Le présent rapport

lation dans des analyses probabilistes de sécu-

décrit quelques événements particulièrement ins-

rité. Dans le projet MELCOR, l’oxydation des

tructifs survenus à l’étranger, qui ont été analysés

gaines du combustible en cas d’accidents

afin d’en vérifier la pertinence pour les installations

graves a été analysée de 2009 à 2012. Le mo-

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

dèle développé par l’IPS a alors pu être mis en

des mesures pour améliorer la sécurité. Les résultats

œuvre dans le code de simulation MELCOR.

les plus importants du point de vue de l’IFSN sont

6. Les travaux de mise en œuvre dans le domaine

les suivants:

de la radioprotection vont de la technique de

Des mesures par ultrasons réalisées sur la cuve du

mesure du rayonnement au développement de

réacteur 3 de la centrale nucléaire belge de Doel

nouvelles méthodes d’analyse des radionu-

ont révélé des défauts de matériau. La cuve du

cléides, en passant par l’aéroradiométrie. Par

réacteur de la centrale nucléaire de Mühleberg

ailleurs, la participation à l’élaboration de

(CNM) est constituée du même matériau de base

normes internationales contribue à l’harmoni-

que celle de Doel-3, et les anneaux de la cuve ont

sation des méthodes de radioprotection. Dans

été soudés par la même entreprise. La cuve du

ce domaine précisément, l’acquisition de com-

réacteur de la CNM a donc été soumise à des

pétences est un aspect des plus importants.

contrôles supplémentaires par ultrasons. Les me-

7. Le domaine de la gestion nucléaire est le plus

sures n’ont pas révélé de défauts de fabrication,

important en nombre de projets. Il comprend

confirmant ainsi que la qualité du matériau de

l’analyse de la roche d’accueil «argiles à Opali-

base de la cuve du réacteur de la CNM n’était pas

nus» au laboratoire souterrain du Mont Terri,

affectée.

ainsi que le dimensionnement et la surveillance

Pendant un arrêt pour révision, la centrale nu-

d’un dépôt en couche géologiques profondes.

cléaire sud-coréenne KORI-1 a subi une perte to-

La formation de gaz et, nouvellement, les pro-

tale de l’alimentation électrique pendant douze

cessus thermiques, hydrauliques, mécaniques

minutes. Une erreur humaine survenue lors d’un

et chimiques couplés (projet DECOVALEX) y oc-

test sur le générateur principal alors que les sys-

cupent une place centrale. Le besoin de normes

tèmes et l’alimentation électrique n’étaient dis-

pour la réalisation d’un dépôt en couches géo-

ponibles que de manière réduite en raison de

logiques profondes est discuté et évalué dans le

l’entretien et qu’un générateur électrique de se-

nouveau projet de l’Union Européenne, SITEX.

cours était en plus tombé en panne au démar-

Vu le potentiel d’érosion de futures glaciations,

rage en est à l’origine. Jusqu’à ce que le refroidis-

le projet de modélisation climatique terminé en

sement de la cuve du réacteur et de la piscine de

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

stockage des assemblages combustibles puisse

nales. Lors de la conférence, les gouvernements des

être rétabli au bout de sept autres minutes, les

Etats-membres de l’AIEA ont discuté des consé-

températures du caloporteur ont augmenté

quences, des enseignements et des mesures mises

d’environ 21 °C dans la cuve et de 0,5 °C dans la

en place après l’accident.

piscine de stockage des assemblages combus-

Dans le cadre du test de résistance de l’UE, réalisé

tibles; il n’y a toutefois pas eu d’autres répercus-

en Suisse comme dans les pays de l’UE, l’IFSN a par-

sions. Ces dernières années, en Suisse, des me-

ticipé au processus de vérification international qui

sures visant à empêcher les erreurs pendant les

s’est poursuivi jusqu’en avril 2012. Les résultats de

arrêts pour révision ont déjà été prises. En outre,

la revue par les pairs (Peer Review) publiés en avril

les centrales nucléaires suisses disposent de plus

2012 par l’ENSREG continueront d’être traités dans

de possibilités pour maintenir l’alimentation élec-

des plans d’action nationaux. Fin 2012, l’IFSN a

trique.

transmis son propre plan d’action national à l’UE; en 2013 aussi, elle participera au processus. De

Coopération internationale

plus, dans le cadre de WENRA, l’IFSN s’est engagée une nouvelle fois en faveur de l’amélioration et de l’harmonisation des attentes en matière de sécurité

L’IFSN coopère avec des organisations internatio-

nucléaire.

nales et des autorités de surveillance étrangères

En mai 2012, l’AIEA a procédé à la 4ème réunion

afin d’acquérir le niveau international en matière de

d’examen de la Convention commune sur la sûreté

sécurité nucléaire, de le perfectionner et de l’appli-

de la gestion du combustible usé et des déchets ra-

quer à la Suisse. L’IFSN entretient notamment une

dioactifs (Joint Convention). Conformément à

bonne coopération avec l’Agence internationale de

l’évaluation internationale du rapport de synthèse

l’énergie atomique, AIEA, l’Agence pour l’Energie

national de la Suisse remis en octobre 2011, la

Nucléaire de l’Organisation de coopération et de

Suisse remplit ses devoirs en matière de gestion des

développement économique, AEN de l’OCDE, l’As-

déchets radioactifs. Le plan sectoriel «Dépôts en

sociation de responsables d’autorités de sûreté nu-

couches géologiques profondes», la présentation

cléaire des pays d’Europe de l’Ouest, WENRA, ainsi

d’un programme de stockage final, le réexamen

que dans le cadre d’accords bilatéraux avec entre

périodique du coût de ce dernier ainsi que les ins-

autres la France, l’Allemagne, l’Autriche et plus ré-

pections auxquelles l’IFSN se soumet régulièrement

cemment l’Italie. Dans des efforts d’harmonisation

ont par exemple été notés positivement. Par contre,

au niveau international, l’IFSN fait activement valoir

il a été recommandé à l’IFSN de procéder à l’élabo-

les exigences élevées en matière de sécurité nu-

ration d’une directive sur le démantèlement des

cléaire posées en Suisse.

installations nucléaires, à laquelle elle travaille déjà.

En 2012 aussi, l’accident de Fukushima Dai-ichi a continué de fortement marquer la coopération internationale. Une conférence extraordinaire s’est tenue fin août à l’AIEA à Vienne, dans le cadre de la Convention sur la sécurité nucléaire CNS; les Etats

Changements et développements des bases de la surveillance nucléaire

membres y ont discuté de leurs activités après l’accident de Fukushima ainsi que des enseignements

Le règlement en place est adapté aux exigences de

qu’ils en avaient tirés. Dans cette optique, l’IFSN

la nouvelle législation sur l’énergie nucléaire et en

avait remis en mai à l’AIEA le rapport de synthèse

même temps harmonisé aux normes internatio-

national de la Suisse. L’IFSN a pris le parti de plus

nales. Ces travaux se sont également poursuivis

d’engagement et de transparence en présentant à

tout au long de l’année 2012. L’IFSN a procédé à la

la CNS des propositions de changement concrètes.

révision de quatre directives:

Un groupe de travail doit maintenant élaborer, d’ici

ENSI-G04: Dimensionnement et fonctionnement

fin 2013, des propositions d’amélioration pour la

de dépôts pour déchets radioactifs et

CNS et son processus de contrôle; l’IFSN y collabore

assemblages combustibles usés

activement. Lors de la conférence ministérielle sur

ENSI-B02: Compte rendu périodique des

la sécurité nucléaire, qui a eu lieu en décembre

installations nucléaires

dans la préfecture japonaise de Fukushima, l’IFSN

ENSI-B03: Notifications des installations

s’est engagée en faveur de la poursuite d’un ren-

nucléaires

forcement des exigences de sécurité internatio-

ENSI-B11: Exercices d’urgence.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Summary Research into regulatory safety

specialised thematic databases are being created, e.g. on damage to passive metal compo-

In the exercise of its regulatory responsibilities for

nents and on fire damage. These databases will

nuclear facilities, it is essential that ENSI acts upon

facilitate a systematic analysis of relevant oper-

the basis of the latest developments in science and

ating experience from numerous countries.

technology. ENSI therefore supports and coordi-

The new project CADAK is looking at the lifes-

nates safety research within its regulatory powers.

pan of classified electrical cables. Long-estab-

The results of that research influence directly its

lished databases are increasingly being used

Guidelines, individual decisions and resources. At a

for the purpose of systematic analyses. For ex-

more general level, research projects serve training

ample in 2012, it was possible to issue over-

purposes and thereby maintain competence within

view reports on high-energy arcs (FIRE Project)

ENSI and its experts. Finally, the ENSI research pro-

and component reports on centrifugal pumps

gramme contributes to international projects

and control rod drives (ICDE Project).

which Switzerland would be unable to conduct on

3. In addition to damage that may result from

its own. International exchange of expertise, so

events within nuclear power plants, the safety

crucial to nuclear safety, is thereby encouraged.

analyses also reflect external events. In this

The ENSI programme ÂŤResearch into Regulatory

area, ENSI supports primarily international pro-

SafetyÂť is divided into seven main areas:

jects conducting complex experiments and

1. Fuels and materials: this research covers the

simulations of aircraft accidents and earth-

reactor core and the graded approach to safety

quakes. Finally, it is involved in some projects

barriers used for the confinement of radioac-

that are especially tailored to conditions in

tive materials. The research into fuel is examin-

Switzerland such as the work by the expert

ing primarily higher burn ups and safety criteria

group from the Swiss Seismological Service

for accidents. In 2012, the Halden Reactor Pro-

(SED) and PLATEX, the new Extreme Events

ject and the Studsvik Cladding Integrity Project

Platform involving several Swiss Federal au-

had a direct impact on the regulatory activities

thorities. PLATEX will initially look at issues re-

of ENSI: Based on test results from accidents in-

lating to flood risks.

volving a loss of coolant ENSI instructed the op-

4. The effect of operator behaviour on accidents

erators of Swiss nuclear power plants to review

in nuclear power plants is the focus point of re-

whether they were relevant to their own facili-

search into human factors. This relates on the

ties. In addition, ageing mechanisms affecting

one hand, to the dependability of operator be-

structural materials are crucial to the long-term

haviour under various conditions. In 2012, a

operation of existing nuclear power plants. In

third nuclear plant in Switzerland was subject

2012, the Fracture Mechanics Project was suc-

to the methodology developed by the Paul

cessfully completed, contributing significantly

Scherrer Institute (PSI) in the Human Reliability

to the new ENSI-B01 Guideline on the monitor-

Research Project, which identifies and analyses

ing of ageing processes.

certain operator errors influencing negatively

2. The OECD Projects on internal events and

the course of an accident. Thus specific propos-

damage encourage the international ex-

als to improve accident procedures were devel-

change of experience on accidents and the

oped. On the other hand, this research area

component damage that can trigger accidents

also focuses on the influence of the control

or have a detrimental effect. For this purpose,

room layout on the performance of operating

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

staff. In 2012, the Halden Reactor Project established the new FutureLab, which will test

Instructive events from nuclear facilities abroad

prototypes for innovative interfaces between man and machine.

Incidents in nuclear facilities are a significant ele-

5. System behaviour and accident sequences

ment of operating experience. They provide tangi-

in nuclear power plants are analysed in condi-

ble information on weaknesses and on potential

tions ranging from normal operations through

for improvements in all aspects of design and op-

to accidents resulting in core melt-down. Com-

eration. Incidents in Swiss nuclear facilities are de-

puter models are produced as part of this re-

scribed in the ENSI Surveillance Report. The current

search and validated by experiments. The re-

report provides information on a selection of par-

sults are also used for the quantitative

ticularly instructive events in facilities outside Swit-

evaluation of the plant risk in probabilistical

zerland. They have been analysed in order to deter-

safety analyses. From 2009 to 2012, the MEL-

mine their relevance to Swiss nuclear facilities and

COR Project investigated the oxidation of fuel

where applicable the findings are used as a basis

rod cladding in serious accidents. The model

for safety improvements. From the ENSI stand-

developed by PSI has now been incorporated in

point, the following events were the most impor-

the MELCOR simulation code.

tant:

6. Applied research in radiological protection

Material defects were identified during ultra-

ranges from the radiation measurement tech-

sonic tests of the reactor pressure vessel (RPV) at

nology, through to aero-radiometry and the

the Belgian Doel 3 nuclear power plant. The RPV

development of new radionuclide analytical

at the M체hleberg nuclear power plant (KKM)

methods. In addition, the ENSI involvement in

uses the same base material as was used at

the development of international norms is con-

Doel-3 and the RPV rings were forged by the

tributing to cross-border harmonisation of ra-

same company. The RPV at KKM was therefore

diological protection methods. It is particularly

subject to additional ultrasonic tests. However,

important that expertise be maintained in this

no evidence of a manufacturing error was found

area.

and it was confirmed that the quality of the base

7. The area of decommissioning and disposal

RPV material at KKM was not compromised.

now has the highest number of projects. They

All AC power was lost for 12 minutes during a

include research into the Opalinus Clay as a

maintenance shutdown at the South Korean nu-

host rock being conducted at the Mont Terri

clear power plant KORI-1. This was the result of

Rock Laboratory and the design and monitor-

human error in a test of the main generator, dur-

ing of a deep geological repository. An addi-

ing which maintenance work had reduced the

tional focus is research into the development of

availability of some systems and power supplies

gases and the coupled thermal, hydraulic, me-

and in addition, an emergency power generator

chanical and chemical processes (DECOVALEX

failed to start. After a period of 7 minutes, by

Project). SITEX is a new EU Project, which will

which time cooling had been re-established, the

consider and evaluate the regulatory frame-

coolant temperature in the reactor pressure ves-

work required for the development of deep re-

sel had increased by 21 째C and the fuel assembly

positories. With regard to the potential erosion

storage temperature by approximately 0.5 째C;

of future glaciers, the project completed in

however, there was no other effect. Switzerland

2012 on climate modelling has provided a bet-

had already introduced measures in recent years

ter understanding of atmospheric circulation

designed to prevent errors during maintenance

during an ice age. In addition, two new IAEA

shutdowns. In addition, Swiss nuclear power

projects (DRiMa and DACCORD) have been

plants are fitted with more options for ensuring

launched, which are designed to facilitate in-

power supply.

ternational exchange of knowledge and experience in decommissioning projects.

International cooperation By cooperating with international organisations and regulatory bodies, ENSI ensures that Switzerland remains abreast of developments in the field

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

of nuclear safety. These developments can then be

zerland meets its obligations on the disposal of ra-

incorporated into its own regulatory activities. ENSI

dioactive waste. The assessment emphasized sev-

maintains particularly active links with the Interna-

eral positive features such as the Sectoral Plan on

tional Atomic Energy Authority IAEA, the OECD/

the deep geological repositories, the existence of a

NEA and the Western European Nuclear Regula-

disposal programme, the periodic review of dis-

torsâ&#x20AC;&#x2122; Association WENRA. It also has a series of bi-

posal costs and the regular review that ENSI con-

lateral agreements with countries such as France,

ducts of its own activities. Conversely, a recom-

Germany, Austria and recently with Italy as well.

mendation was made inter alia that ENSI should

The ENSI contribution to current negotiations on

issue guidelines on the decommissioning of nu-

increased global harmonisation is based on the

clear facilities, a subject that ENSI is already work-

stringent nuclear safety standards existing in Swit-

ing on.

zerland. Over the course of 2012, the accident at Fukushima Dai-ichi continued to affect international cooperation. At the end of August, the IAEA held an Extraordinary Meeting in Vienna as part of the

Current changes and developments in underlying surveillance principles

Convention on Nuclear Safety CNS. At this meeting, the contracting parties discussed their actions

The existing regulatory framework of ENSI is being

as a result of Fukushima and the lessons learned. In

revised so that it complies with recent national nu-

this respect, ENSI had submitted the Country Re-

clear energy legislation and is harmonised with in-

port for Switzerland to the IAEA in May. ENSI intro-

ternational standards. Work on this aspect contin-

duced concrete proposals for changes to the CNS

ued in 2012 and ENSI revised four of its currently

by arguing for more binding obligations and

enforced guidelines:

greater transparency. A working group has been

ENSI-G04: Design and operation of storage facil-

set up entrusted with suggesting ways to improve

ities for radioactive waste and spent fuel rods

CNS. The group will submit its proposals and a

ENSI-B02: Periodic reporting by nuclear facilities;

draft of its review process by the end of 2013. ENSI

ENSI-B03: Notifications by nuclear facilities;

is an active participant. At the Ministerial Confer-

ENSI-B11: Emergency Exercises.

ence on Nuclear Safety in the Fukushima Prefecture in Japan in December, Switzerland similarly argued in favour of a strengthening of international safety requirements. At the Conference, ministers from IAEA member states discussed the consequences and lessons learned from the accident and the actions taken. Following the EU Stress Test, which was conducted by Switzerland in the same manner as in EU member states with nuclear facilities, ENSI took part in the international review process completed in April 2012. The results of the Peer Review published in April 2012 by ENSREG will be further processed in the context of national action plans. ENSI communicated its own national Action Plan to the EU at the end of 2012 and will continue to be part of the process in 2013. In addition, ENSI is supporting, through its membership of WENRA, improvements to and a harmonisation of safety standards. In May 2012, the IAEA held the 4th Review Conference on the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management. The international assessment of the Country Report for Switzerland submitted in October 2011 confirmed that Swit-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1 Regulatorische Sicherheitsforschung Zur Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit ist es

jedes Forschungsprojekt durch einen Experten aus

für das ENSI unerlässlich, im Bereich der nuklearen

den ENSI-Fachsektionen begleitet wird. So fliessen

Sicherheit auf dem Stand von Wissenschaft und

die im Projekt gewonnenen Erfahrungen in die

Technik zu sein. Ein wesentliches Element dafür ist

Aufsichtstätigkeit ein und dienen damit direkt der

das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor-

nuklearen Sicherheit.

schung», also die von staatlicher Seite unterstützte

Im vorliegenden Kapitel fassen die ENSI-Projektbe-

Forschung im Bereich der nuklearen Sicherheit. In

gleiter die Forschungsresultate mit besonderem

diesem Rahmen vergibt und koordiniert das ENSI

Blick auf Praxisrelevanz und Zielerreichung für die

Forschungsaufträge mit folgenden Zielen:

interessierte Öffentlichkeit zusammen. Vor allem

1. Die Resultate von Forschungsprojekten sollen

bei den umfangreicheren Projekten liegen zudem

unmittelbar der laufenden Aufsichtstätigkeit

detaillierte Berichte der Forscher in Anhang A vor.

des ENSI dienen. Forschungsresultate gehen in vom ENSI zu erstellende Richtlinien ein und werden auch für konkrete Einzelentscheide als Grundlage

herangezogen.

Bestimmte

1.1 Brennstoffe und Materialien

For-

schungsprojekte entwickeln und verbessern

Dieser Themenbereich beschäftigt sich mit dem

auch Hilfsmittel für die Aufsicht wie zum Bei-

Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der

spiel spezielle Computerprogramme.

wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den

2. Die vom ENSI geförderten Forschungsprojekte

Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und die

dienen dem Kompetenzerhalt bei den Fachleu-

radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brennele-

ten des ENSI und bei seinen externen Experten.

mente werden mehrere Jahre im Reaktorkern ein-

Das ENSI fördert mit diesen Forschungspro-

gesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge-

jekten insbesondere die Ausbildung im Bereich

tauscht werden; beim Brennstoff und den

der nuklearen Sicherheit.

Brennstab-Hüllrohren stehen deshalb die Anforde-

3. Nicht zuletzt dienen Forschungsprojekte der in-

rungen während dem Normalbetrieb und während

ternationalen Vernetzung des ENSI und der

bestimmten Störfällen im Mittelpunkt. Anders ist

schweizerischen Forschung. Der internationale

dies bei den wenigen nicht austauschbaren Kom-

Austausch ist im Bereich der nuklearen Sicher-

ponenten des Primärkreislaufs, vor allem dem Re-

heit ausserordentlich wichtig. Die Projekte des

aktordruckbehälter, sowie beim Sicherheitsbehäl-

Forschungsprogramms werden grossteils von

ter, dem so genannten Containment; bei diesen

Organisationen aus verschiedenen Ländern fi-

sind vor allem die Prozesse der Materialalterung

nanziert oder zumindest in Kooperation mit in-

entscheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb

ternationalen Partnern durchgeführt. So erhält

der Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass

das ENSI Resultate, die in der Schweiz alleine

für alle Anforderungen weiterhin ausreichende Si-

nicht erzielt werden könnten. Das ENSI ist in

cherheitsmargen vorhanden sind.

über 70 internationalen Gremien vertreten. In vielen von diesen werden Forschungsprojekte gesteuert und deren Ergebnisse in internatio-

1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien

nale Standards umgesetzt. Die vom ENSI unterstützten Forschungsprojekte

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen

tragen zur Erhaltung und zum Ausbau der hohen

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder

Sicherheit der Schweizer Kernanlagen bei. Sie er-

Bericht der Forscher im Anhang A

möglichen es, potenzielle Problembereiche zu erkennen, mögliche Verbesserungen zu erarbeiten,

Einleitung

Unsicherheiten zu verringern und Verfahren zu

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein

verbessern. Zur Strategie des ENSI gehört es, dass

gemeinsames Forschungsprogramm von über

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

ganisationen aus 19 Staaten. Es steht unter der

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Schirmherrschaft der Kernenergieagentur NEA

Der Halden-Reaktor (Kontrollraum siehe Abbil-

der OECD und feierte 2008 sein 50-jähriges Beste-

dung 1) war im Jahre 2012 wiederum wie geplant

hen. Das HRP hat zwei Stossrichtungen: Brenn-

rund 190 Tage im Volllast-Betrieb, dabei wurden

stoff- und Materialverhalten sowie Mensch-Tech-

14 Experimente ausgeführt. Zumeist werden dabei

nik-Organisation. Experimentelle Arbeiten werden

Kernbrennstoff-Anordnungen

primär im norwegischen Halden durchgeführt, wo

Loop Systems bestrahlt, in denen die thermo-

rund 250 wissenschaftliche Mitarbeitende am

hydraulischen Bedingungen von Leichtwasser-

Projekt beteiligt sind und ein Versuchsreaktor, eine

reaktoren simuliert werden. Dank ausgeklügelter

Werkstatt zur Herstellung instrumentierter Brenn-

Instrumentierung können zahlreiche Parameter

stoff-Versuchsanordnungen, ein Labor zur Inter-

wie Temperaturverlauf oder Brennstab-Innendruck

aktion von Mensch und Maschine (Man-Machine

und Brennstabverformung während des Versuchs-

Laboratory) sowie zwei Simulationszentren (Vir-

ablaufs gemessen werden. Andere Daten werden

tual Reality Centre, FutureLab) zur Verfügung ste-

durch anschliessende Untersuchungen der einge-

hen. Forschungseinrichtungen in den Mitglieds-

setzten Materialien im Hotlabor in Kjeller gewon-

ländern (z. B. Paul Scherrer Institut) und die

nen (sogenannte Post Irradiation Examination PIE).

Nuklearindustrie (z. B. Kernkraftwerk Leibstadt

Im Jahre 2012 wurden unter anderen folgende

KKL) beteiligen sich ebenfalls an den Experi-

Versuche durchgeführt:

menten. Die schweizerischen Partnerorganisati-

Seit mehreren Jahren läuft eine Versuchsserie zum

onen des HRP – ENSI, PSI, Kernkraftwerksbetrei-

Verhalten von hoch abgebrannten Brennstäben

ber – tauschen die Information zum und ihre

unter Bedingungen, wie sie bei einem Kühlmittel-

Bedürfnisse an das Programm im Rahmen eines

verlust-Störfall auftreten. Bei einem solchen Stör-

nationalen Komitees aus. Über ihre Vertreter in

fall werden die Brennstäbe in relativ kurzer Zeit

den HRP-Gremien Halden Programme Group (ver-

erhöhten Druck- und Temperaturbedingungen

antwortlich für die technisch-wissenschaftliche

ausgesetzt, es kommt zum Aufblähen der Brenn-

Steuerung des Programms) und Halden Board of

stäbe (Ballooning). Beim anschliessenden Wieder-

Management (verantwortlich für die Aufsicht und

befüllen des Reaktordruckbehälters werden diese

Strategie des Programms) speisen sie diese Be-

mit kühlem Wasser abgeschreckt, was zu grossen

dürfnisse ins Projekt ein. Das ENSI hat Einsitz im

Materialspannungen führt. Der im Mai 2011

Board of Management, die schweizerischen Kern-

durchgeführte Versuch mit Brennstoff aus dem

kraftwerke und das PSI haben je einen Vertreter in

KKL (IFA 650.12), bei dem das Hüllrohr infolge von

130 Wissenschafts-, Behörden- und Industrieor-

sogenannten

der Programme Group.

Spannungen in der Abkühlphase versagte und

Die Arbeiten im hier beschriebenen Projektbereich

Brennstoff austrat, wurde 2012 mit Messungen im

führen zu grundlegenden Erkenntnissen über die

Hot-Labor ausgewertet. Demnach war dabei die

Eigenschaften und das Verhalten von Leichtwas-

Trennung zwischen Hüllrohr und Brennstoff kom-

serreaktor-Brennstoffen und -Materialien, die

plett (Defueling), und der Brennstoff wies eine sehr

lange Zeit im Reaktor im Einsatz sind. Bei den Kern-

feine Konsistenz auf. Der folgende Versuch IFA-

brennstoff-Experimenten werden Brennstabseg-

650.13 wurde ebenfalls mit Brennstoff aus dem

mente in instrumentierte Versuchsanordnungen

KKL durchgeführt. Die Vorausrechnungen waren

eingesetzt und im Halden-Reaktor weiter bestrahlt.

wiederum vom PSI erstellt worden, und wie gep-

Die Brennstabsegmente können während der Be-

lant kam es zu einem kompletten Bersten des Hüll-

strahlung auch Druck- und Temperaturänderungen

rohrs. Gemäss ersten Gamma-Strahlen-Messun-

ausgesetzt werden, und die Reaktion des Brenn-

gen trat dennoch relativ wenig Brennstoff aus.

stoffs und Hüllrohrs auf diese Änderungen wird

Auch dieser Versuch muss nun genauer ausgewer-

laufend sowie im Anschluss an den Versuch mittels

tet werden. Weitere Versuche in dieser Serie sind

Nachbestrahlungs-Experimenten

analysiert.

bereits in Vorbereitung bzw. Planung.

kann beispielsweise das Verhalten von Brennstoff

Ein zweiter Versuch beschäftigt sich mit der Spalt-

unter den Bedingungen eines Kühlmittelverlust-

gas-Freisetzung und der Wärmeleitfähigkeit ver-

Störfalls untersucht werden.

schiedener Brennstoff-Typen. Sechs Brennstab-Pro-

Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich

ben

Mensch-Technik-Organisation findet sich im Kapi-

Standard-Uranoxid sowie Chrom- bzw. Berylliumo-

tel 1.4.1.

xid-dotierten (BeO) Brennstoff. Es wurden bisher

werden

untersucht,

sie

enthalten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 1: Der neue Kontrollraum des Halden-Reaktors. Dieser wurde 2012 modernisiert, wozu der Bereich MenschTechnik-Organisation des HRP wesentliche Beiträge leistete. Quelle: HRP

Stableistungen von 30-35 kW/m und Brennstoff-

senen Neutronenflusses zu erwarten war.

Temperaturen von 1200–1300 °C erreicht. Vom

Das HRP setzte für die Messungen auch neu entwi-

BeO-dotierten Brennstoff verspricht man sich eine

ckelte On-line-Instrumentierungen ein, also Echt-

erhöhte Wärmeleitfähigkeit, und dieser zeigte tat-

zeitmessungen während der Versuche. Insbeson-

sächlich die tiefsten Temperaturen. Bis jetzt wurde

dere wurden die Eisen/Eisenoxid-Referenzelektrode

keine Spaltgas-Freisetzung beobachtet; dies soll je-

für die Messung des elektrochemischen Potenzials

doch mit weiterer Erhöhung der Leistung über den

sowie die Testmethode für die Korrosionsmessung

entsprechenden Schwellenwert im kommenden

verbessert. Die ersten Tests im Reaktor waren vielver-

Jahr erreicht werden.

sprechend, müssen aber noch durch die Messungen

Ein weiteres Versuchsfeld beschäftigt sich mit der

der Oxid-Schichtdicke nach Abschluss der Experi-

Korrosion des Hüllrohrs und der Hydridbildung im

mente verifiziert werden.

Hüllrohr-Material durch von aussen eindiffundierten ment wird der Einfluss von aggressiveren Kühlmittel-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Eigenschaften unter thermohydraulischen Bedin-

Die Charakterisierung von Kernbrennstoffen und

gungen, die denjenigen in Leistungsreaktoren

Materialien aus dem Reaktor unter Bestrahlung ist

entsprechen, auf moderne Zircaloy-Hüllrohre unter-

eine Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine

sucht. Dabei wird an je vier Segmenten von sechs vor-

weltweit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung

her unbestrahlten Brennstäben die Wirkung von er-

und Instrumentierung von Experimenten wie auch

höhtem pH-Wert von 7.4 und Lithiumgehalt (10

bei der Interpretation der Messwerte. Die Resultate

ppm), gesteigerter Stableistung (33–45 kW/m) und

fliessen in Sicherheitsanalysen ein und dienen als

sogenanntem unterkühltem Sieden untersucht. Un-

Grundlage für die Validierung der von Brennstoffher-

terkühltes Sieden meint die Blasenbildung an der hei-

stellern und Forschungslaboratorien benutzten Re-

ssen Hüllrohr-Oberfläche, während das restliche

chenmodelle zum thermomechanischen Verhalten

Kühlmittel noch nicht die Siedetemperatur erreicht.

von Brennstoffen mit unterschiedlichen Abbränden.

Das Experiment wurde im Jahre 2012 fortgesetzt, im

Die Daten zur Spannungsrisskorrosion von Reaktor-

Mai wurde nach insgesamt 320 Bestrahlungstagen

materialien geben Hinweise auf die Materialalterung

eine zweite Zwischenbeprobung durchgeführt. Der

und die Anforderungen für die Alterungsüberwa-

Abbrand betrug nun 22 MWd/kg. An den Hüllrohren

chung.

wurde je nach Position eine Oxidschicht von 7.5–13

Neu vorgeschlagene Versuche und Messungen wer-

µm bzw. 10–16 µm Dicke festgestellt. Diese Werte

den von der Halden Programme Group beurteilt und

stimmen gut damit überein, was anhand des gemes-

durch Arbeiten in den Partnerländern des Projekts

Wasserstoff. In einem längerfristig laufenden Experi-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

sowie durch Brennstofflieferungen aus Kernkraft-

missions-Elektronenmikroskopie (TEM) untersucht.

werken unterstützt. Die Steuerung durch das Dreieck

Damit soll zum besseren Verständnis von Oxidations-

Board of Management, Programme Group und Pro-

vorgängen unter den Bedingungen von Druckwas-

jektleitung ist konsens- und resultatorientiert. Inge-

serreaktoren beigetragen werden.

samt wird das HRP dem Ruf als VorzeigeforschungsMit dem Engagement des ENSI, des PSI und der

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Kernkraftwerke beim HRP gewinnt die Schweiz

Bei den sechs Proben handelte es sich sowohl um in

neue Erkenntnisse im Bereich Brennstoff- und Mate-

Leistungsreaktoren vorbestrahltes als auch erst im

rialsicherheit und kann ihre eigene Kompetenz auf

Halden-Reaktor bestrahltes frisches Material. 2011

diesem Gebiet verstärken. Die Ergebnisse des Pro-

wurden vier Proben dreier verschiedener Legierungs-

jekts, insbesondere die Versuchsserie IFA-650, hat-

typen (M5 frisch/vorbestrahlt, E 635 frisch, ZIRLO

ten zusammen mit denen des Studsvik Cladding In-

frisch) elektronenmikroskopisch untersucht, 2012

tegrity Projects SCIP-II (siehe Kapitel 1.1.3) im Jahre

die restlichen zwei Proben (ZIRLO vorbestrahlt, Alloy

2012 unmittelbaren Nutzen für die Aufsichtstätig-

A frisch). Je nach Legierungstyp wurden verschie-

keit des ENSI. Gestützt auf die Experimente zu Kühl-

dene Arten von Ausscheidungen in der Grenzschicht

mittelverlust-Störfällen bei beiden Projekten hat das

und in ihrer Umgebung festgestellt. Alle Ausschei-

ENSI die Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke

dungen zeigten einen gewissen Grad der Auflösung

aufgefordert, die Übertragbarkeit der Versuchser-

bei Bestrahlung. Dieser Effekt ist im Oxid stärker als

gebnisse auf ihre Anlagen zu überprüfen.

im Metall. In Legierungen mit hoher Oxidationsresi-

projekt der NEA gerecht.

stenz waren keine oder nur wenige eisenhaltige

Ausblick

Ausscheidungen nachweisbar. Ausscheidungen mit

Die Arbeiten des Projekts liegen gut im Zeitplan. Mit

Chrom und Niob (Typ βNb) oxidieren verzögert und

dem Jahr 2013 beginnt bereits die Planung für die

erst wenn sie bereits deutlich in der Oxidschicht lie-

Projektphase 2015–2017. Voraussichtlich wird, wie

gen.

vor der laufenden Phase, gegen Ende 2013 oder An-

Zusammen mit anderen, früher durchgeführten Un-

fang 2014 eine Veranstaltung durchgeführt werden,

tersuchungen bestätigen die nun vorliegenden Er-

bei der die Schweizer Beteiligten ihre Anliegen für

gebnisse, dass niobhaltige Hüllrohr-Legierungen,

die kommenden Jahre zusammen mit der HRP-Pro-

wie sie für neuere Brennelemente verwendet wer-

jektleitung diskutieren können. Bereits bei der letz-

den, eine höhere Resistenz gegenüber Oxidation

ten Sitzung des Halden Board of Management im

und Auflösung von Ausscheidungen besitzen als an-

Dezember 2012 wurde von Schweizer Seite ein An-

dere Zirkonium-Legierungen. Das Projekt wurde da-

trag eingebracht, dass in Zukunft noch mehr als bis-

mit abgeschlossen.

her Vorausrechnungen für Experimente im HaldenReaktor durchgeführt werden sollen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

1.1.2 Untersuchungen an Halden-Proben IFA-638

Die Oxidation des Hüllrohrs ist ein im Reaktorbetrieb relevanter Auslegungsparameter. Sie darf bestimmte vorgeschriebene Grenzen nicht überschreiten und

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

hat bei den in schweizerischen Anlagen erreichten

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel

hohen Abbränden besondere Bedeutung. Neu ent-

Bericht der Forscher in Anhang A

wickelte Hüllrohrmaterialien, zum Teil auch die in diesem Projekt verwendeten, sind in verschiedenen

Einleitung

Vorläufer-Brennelementen im Einsatz. Der Abbrand

Die Versuchsreihe IFA-638 am Forschungsreaktor in

von zwei der verwendeten Proben liegt zudem im

Halden (siehe auch Kapitel 1.1.1) befasste sich mit

Bereich der geltenden Grenzwerte für die schweize-

Korrosionsversuchen von Hüllrohrmaterialien auf

rischen Reaktoren. Durch die Untersuchung der Oxi-

Zirkoniumbasis bei hohen Brennstoff-Abbränden.

dationsvorgänge können die bestehenden Modelle

Während des Einsatzes kommt es an der Aussenseite

auf eine breitere physikalische Grundlage gestellt

der Hüllrohre zur Bildung einer oxidierten Grenz-

werden. Damit wird die Datenbasis für Entscheide

schicht. Im Rahmen dieses Projekts wurden an eini-

der Aufsicht über die Zulassung von Brennele-

gen IFA-638-Hüllrohrproben die Mikrostrukturen

menten verbessert.

der Grenzschicht und ihrer Umgebung mittels Trans-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.1.3 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project

Mechanische Interaktion zwischen Brennstoff und Hüllrohr (Pellet Cladding Mechanical Interaction PCMI)

Auftragnehmer: Studsvik, Schweden

Diese Interaktion kann zu Schädigungen des Hüll-

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder,

rohrs führen. Sie kommt dadurch zustande, dass sich

Andreas Gorzel

die Pellets mit steigender Temperatur ungleichförmig

Bericht der Forscher in Anhang A

ausdehnen und dadurch lokal unterschiedlich auf die Innenseite des Hüllrohrs drücken.

Einleitung

Interessant waren im Jahre 2012 Rampenversuche

Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zylin-

zum Einfluss der Additive Aluminium und Chrom auf

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

das Pelletverhalten. Bei allen Proben vergrösserte sich

englisch Pellets) in Hüllrohre von etwa 0,6–0,8 mm

die Porosität im Zentrum der Pellets, indem vor allem

Wandstärke eingefüllt, die zu Brennelementen zu-

der Anteil kleiner Poren zunahm. Dieser Effekt war

sammengesetzt werden. Damit keine radioaktiven

bei Pellets mit Additiven stärker als bei Standard-Pel-

Spaltprodukte in den Primärkreislauf freigesetzt

lets aus Uranoxid. Bei den Pellets mit Additiven war

werden, muss die Integrität der Hüllrohre den viel-

die Spaltgas-Freisetzung geringer, aber die Restdeh-

fältigen Belastungen standhalten. Das ENSI unter-

nung etwas höher und die Bindung von Pellet und

stützt seit Mitte des Jahres 2009 das Studsvik Clad-

Hüllrohr stärker. Dies lässt vermuten, dass die Pellets

ding Integrity Project SCIP der OECD, an dem rund

mit Additiven eine stärkere Schwellung aufweisen

25 Organisationen beteiligt sind. Das Projekt be-

und somit stärker auf das Hüllrohr drücken. Weitere

fasst sich mit Schädigungsmechanismen, die in

Versuche deuten darauf hin, dass eine Dotierung mit

den aus Zirkoniumlegierungen bestehenden Hüll-

Chrom und Aluminium Veränderungen der Kristall-

rohren – auch unter Einbeziehung des Pelletein-

struktur während Leistungsrampen entgegenwirkt.

flusses – ablaufen können. Im SCIP-Projekt werden

Schliesslich wurde im Juni 2012 ein Modellierungs-

Materialversuche und -modellierungen bei der

Workshop zu Leistungsrampen durchgeführt. Der

Firma Studsvik in Schweden und Leistungsrampen-

Vergleich zwischen den Resultaten verschiedener Si-

versuche am OECD-Halden-Reaktor in Norwegen

mulationsprogramme der Projektteilnehmer mit den

durchgeführt. Studsvik untersucht die Proben zu-

experimentellen Daten zeigte teilweise eine grosse

dem vor und nach Experimenten mit modernsten,

Streuung. Er machte deutlich, dass bei der Modellie-

zum Teil selbst weiter entwickelten Methoden wie

rung des Brennstoff- und Hüllrohrverhaltens noch er-

Laser-Ablation und Elektronenstrahl-Mikroanalyse

heblicher Verbesserungsbedarf besteht.

(Electron Probe Micro-Analysis EPMA). Interaktion zwischen Brennstoff und Hüllrohr durch

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Spannungsrisskorrosion (Pellet Cladding Interaction PCI) Zusätzlich zur rein mechanischen Komponente wir-

Aufarbeitung von Daten aus früheren

ken auf das Hüllrohr auch Spaltprodukte ein, die vom

Rampenversuchen

Brennstoff freigesetzt werden. Der dann wirkende

Studsvik konnte mittlerweile Daten zu mehr als

Prozess, die Spannungsrisskorrosion, ist prinzipiell

1000 Rampenversuchen sammeln, die seit 1970

ähnlich wie bei Strukturmaterialien (siehe auch Pro-

am Reaktor Studsvik R2 durchgeführt wurden.

jekt SAFE, Kapitel 1.1.5). Allerdings ist das Verhalten

Diese wurden in einer Datenbank zusammenge-

von Zirkonium mit dem von Stählen nicht vergleich-

führt. Eine solche Zusammenstellung ist sehr wert-

bar, und bei PCI wird allgemein das Element Iod als

voll, weil statistische Auswertungen nur mit einer

wichtigstes chemisches Agens angenommen.

grösseren Datenmenge sinnvoll durchgeführt wer-

Mechanische Spreizversuche an Hüllrohren mit Hilfe

den können und Versuche mit Brennstoff bzw.

einer gekerbten Keramikeinlage (Mandrel-Tests)

Hüllrohren oftmals sehr teuer sind. Die Auswer-

wurden inzwischen von Studsvik so weiter entwi-

tung wird aber teilweise dadurch erschwert, dass

ckelt, dass die reale Belastungssituation bei Lei-

nicht für alle durchgeführten Experimente diesel-

stungsrampen gut simuliert werden dürfte. Bei Tests

ben Parameter gemessen wurden, weil jeweils un-

bildeten sich Risse in den Hüllrohren vornehmlich an

terschiedliche Forschungsinhalte im Zentrum stan-

den Positionen der Einkerbungen, was mit Hilfe von

den.

Finite-Elemente-Modellierungen durch die französische CEA (Commissariat à l’énergie atomique et

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

aux énergies alternatives) nachvollzogen werden

zieren. Mit steigender Spannung können Phasen

konnte. Nun sollen auch Versuche mit Iod durchge-

verschiedener

führt werden, um Schwellenwerte der Iod-Konzen-

durchlaufen werden, die jeweils den Verformungs-

trationen und des Brennstabinnendrucks für die Initi-

vorgang (strain) dominieren. Die bisher angewen-

ierung von PCl zu ermitteln.

deten Modellierungen liefern noch keine zufrie-

Während Leistungsrampen findet in den Pellets of-

denstellenden Vorhersagen des Kriechverhaltens.

fenbar stellenweise eine Rekristallisation, also das

Weitere mechanische Tests an Hüllrohren zeigten,

Wachstum von kleinen neuen Mineralkörnern, statt.

dass auch bei sehr langsamer Steigerung bis zu re-

Das Wachstum könnte an neu entstandenen Poren

lativ hohen Spannungen keine Relaxation statt-

initiiert werden. Zu berücksichtigen ist aber auch die

fand. Dieses Ergebnis ist zum Beispiel wichtig für

Desintegration der vorhandenen Körner. Bis jetzt ist

die Frage, wie schnell der Anfahrvorgang bei Kern-

unklar, welchen Einfluss Additive wie Chrom auf

kraftwerken durchgeführt werden kann, ohne die

diese Prozesse haben. Messungen mit Laser-Ablation

Hüllrohre zu schädigen.

vorherrschender

Mechanismen

und mit EPMA nach den Rampenversuchen zeigten, Cäsium- und Iodgehalt besteht und beide Elemente

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

von innen nach aussen zunehmen.

Das Hüllrohr bildet die primäre Barriere gegen die

dass im ganzen Pellet eine enge Korrelation zwischen

Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in Durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen

Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Er-

(Hydrogen-induced failures)

halt der Hüllrohr-Integrität zur Gewährleistung des

Im Betrieb wird die Aussenseite der Hüllrohre, die

Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe» bei.

mit dem Kühlmittel in Kontakt ist, in einer dünnen

Der Projektplan von SCIP-II ist auch vor dem Hinter-

oberflächlichen Schicht oxidiert. Bei dieser Reak-

grund des in den letzten Jahren gesteigerten Brenn-

tion wird Wasserstoff frei, der zum Teil ins Hüllrohr-

stoff-Abbrands in den Kernkraftwerken zu sehen

material hinein diffundiert. Dort kann er gelöst im

(Abbildung 2). Dabei wird stärker angereicherter

Feststoff vorliegen (solid solution), bei höherer

Brennstoff verwendet und dieser besser ausge-

Konzentration aber auch Hydride bilden. In beiden

nutzt, wobei die Brennelemente länger im Reaktor

Fällen wirkt sich der Wasserstoff auf die Rissanfäl-

verbleiben. Gleichzeitig wurden die Hüllrohr-Mate-

ligkeit und die mechanischen Eigenschaften des

rialien laufend verbessert. Das Projekt SCIP soll

Hüllrohrs aus.

dazu beitragen, mit der stärkeren Beanspruchung

Für Versuche zum Kriechverhalten bzw. der Relaxa-

der Hüllrohre zusammenhängende Sicherheitsfra-

tion des Hüllrohrmaterials unter Zugspannung

gen zu klären, dies auch vor dem Hintergrund, dass

wurden Proben mit einem Wasserstoffgehalt zwi-

es auch in schweizerischen Anlagen vorüberge-

schen 0 und 800 ppm verwendet. Dabei kann der

hend zu Hüllrohrschäden durch PCI gekommen ist.

gelöste Wasserstoff eine andere Rolle spielen (för-

Zusammen mit dem Halden Reactor Project (siehe

dert Bewegung von Versatzstellen) als Hydride

auch Kapitel 1.1.1) hat SCIP-II im Jahre 2012 kon-

(Hindernisse für Verformung), was es erschwert,

krete Beiträge für die Aufsichtstätigkeit des ENSI

den Gesamteffekt zu erklären bzw. zu prognosti-

geleistet. Das ENSI hat, gestützt auf Experimente zu Kühlmittelverlust-Störfällen bei beiden Projekten,

Abbildung 2:

die Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke aufge-

Lichtmikroskopische Aufnahme eines Schnitts durch einen Brennstab. Innerhalb der Brennstofftablette ist die für höhere Abbrände typische dunkle Zone erkennbar. Quelle: Studsvik.

fordert, die Übertragbarkeit der Versuchsergebnisse auf ihre Anlagen zu überprüfen.

Ausblick Das Projekt verläuft bisher innerhalb des geplanten Zeitrahmens. Im Jahr 2013 sollen die letzten Rampenversuche sowie mechanische Tests durchgeführt werden. Bis zum Projektende Mitte 2014 steht dann die Berichterstattung im Vordergrund. Zudem wird Studsvik die konkrete Planung einer weiteren Projektphase in Angriff nehmen, für die beim Treffen im November 2012 erste interessante Ideen präsentiert wurden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project

Der Druckentlastungstest der Heliumschleife wurde erfolgreich durchgeführt. Durch die

Auftragnehmer: OECD-NEA und IRSN

Druckentlastung (3He ist ein Neutronenabsorber)

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel

wird dem Reaktor Reaktivität zugeführt und so die RIA-Bedingungen simuliert.

Einleitung

Die Freigabe zum erstmaligen Erreichen der Kriti-

Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken

kalität wurde beantragt (Plan: Mai 2013).

mit Druckwasser- oder Siedewasser-Reaktoren

Mehrere Analysen zu geplanten Versuchen wur-

(DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfälle

den durchgeführt, beispielsweise zu Material-

untersucht, bei denen der Reaktor durch schnelle

charakterisierungen und zum geplanten Füll-

unkontrollierte Bewegung eines Steuerelements

druck der Testsegmente.

bzw. Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Aus-

Das ENSI verfasste die abschliessende Dokumen-

lösende Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle

tation von Materialprüfungen an einem Misch-

(Reactivity Initiated Accidents, RIA) sind der postu-

oxid (MOX)-Brennstabsegment, das im Kern-

lierte Bruch des Stutzens eines Steuerelementan-

kraftwerk Beznau im Einsatz war und für

triebs (DWR) bzw. das Entkuppeln eines Steuer-

RIA-Versuche verwendet werden soll. Die Unter-

stabs von seinem Antrieb (SWR). Der damit

suchungen wurden am Institut für Transurane in

verbundene Auswurf des Steuerelements bzw. das

Karlsruhe (ITU) in Karlsruhe durchgeführt.

Herabfallen des Steuerstabs führt zu einem

Vergangene und zukünftige RIA-Versuche im

Leistungsanstieg in den benachbarten Brennstä-

CABRI-Reaktor bildeten die Grundlage eines

ben. Durch Einhaltung spezieller Sicherheitskrite-

OECD-Workshops zum Vergleich von Brennstab-

rien wird das Ausmass möglicher Brennstabschä-

Simulationsprogrammen. An ihm beteiligten sich

den derart begrenzt, dass der Reaktorkern kühlbar

Organisationen aus insgesamt 14 Ländern. Der

bleibt. Die allgemeine Tendenz zur Steigerung der

Vergleich zeigte, dass Hüllrohrdehnungen und

Brennstoffabbrände und die Verwendung weiter-

Brennstofftemperaturen relativ gut überein-

entwickelter Brennstoff- und Hüllrohrmaterialien

stimmten, während es merkliche Unsicherheiten

macht eine Überprüfung der Sicherheitskriterien

bei den berechneten Hüllrohrtemperaturen und

notwendig.

Spaltgasfreisetzungen gab.

Das CABRI International Project (CIP) wird von der sischen Institut de Radioprotection et de Sûreté

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Nucléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sollen

Die Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle in

am Forschungsreaktor CABRI in Cadarache, Frank-

schweizerischen Kernkraftwerken bedürfen der

reich, Versuche zum Verhalten von Brennstabseg-

weiteren experimentellen Überprüfung. Die inter-

menten bei schnellen Reaktivitätsstörfällen in

nationale Kooperation ist dabei unerlässlich, nicht

Kernreaktoren durchgeführt werden. Zu diesem

nur wegen der hohen Kosten von Anlage und Ver-

Zweck wurde die bisher mit Natrium gekühlte Test-

suchen. Auch bei den Simulationen des Brenn-

schleife des CABRI-Reaktors auf Wasserkühlung

stabsverhaltens ist es vor allem der Austausch zwi-

umgebaut (CABRI Water Loop, CWL), damit die

schen den verschiedenen Fachgruppen weltweit,

Versuchsanordnung den in Leichtwasserreaktoren

der Verbesserungen ermöglicht.

vorhandenen Betriebs- und Störfallbedingungen

Der CABRI-Reaktor wird neben dem Forschungsre-

besser entspricht. Bevor Versuche im Reaktor

aktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor) in Ja-

durchgeführt werden können, sind aber noch An-

pan weltweit die einzige Anlage sein, an der das

passungen und Überprüfungen der Anlage sowie

Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör-

Testvorbereitungen nötig.

fällen in Leichtwasserreaktoren integral simuliert

Nuclear Energy Agency (NEA) und dem franzö-

werden kann. Es besteht eine Kooperation mit

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

dem ALPS-Programm (Advanced LWR Fuel Perfor-

Im Jahre 2012 wurden folgende Fortschritte er-

einen Datenaustausch und eine Versuchsabstim-

zielt:

mung zwischen beiden Projekten ermöglicht, wo-

mance and Safety Research Program) am NSRR, die

Im März wurde die neue Beladung des Reaktor-

bei die Versuche am NSRR in stagnierendem Was-

kerns freigegeben.

ser ablaufen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau-

schungsvorhaben SAFE setzt gezielt bei ausge-

ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen

wählten Fragen zu diesem Themenbereich an.

Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches

Das Projekt SAFE wurde im Jahr 2012 gestartet

vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS in

und soll drei Jahre laufen. Es ist in vier Teilprojekte

Kap. 1.5.1) genauer zu modellieren. Damit können

gegliedert, die unterschiedliche Aspekte zum

die festgelegten Sicherheitskriterien für Reaktivi-

Werkstoffverhalten unter typischen Umgebungs-

tätsstörfälle überprüft und nötigenfalls verbessert

bedingungen insbesondere im Primärkreislauf be-

werden.

handeln.

Ausblick

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Mit grossem Aufwand hat das IRSN die wesentlichen Umbauarbeiten abgeschlossen. Mit dem neuen Wasserkreislauf wird eine weltweit einma-

Teilprojekt I: Umgebungseinfluss auf

lige Anlage zur realitätsnahen Simulation von RIA-

Bruchzähigkeit und Risswiderstand

Störfällen unter DWR-Bedingungen eingerichtet.

Hintergrund dieses Teilprojektes sind experimentelle

Der Erfolg wird sich aber frühestens mit der Durch-

Befunde aus Untersuchungen zur Spannungsriss-

führung und Auswertung der ersten RIA-Versuche

korrosion in renommierten internationalen Labors.

(Sommer 2014) bewerten lassen.

Sie zeigen, dass sich das Bruchverhalten verschiedener Strukturwerkstoffe (z. B. kaltverformten rost-

1.1.5 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb

freien Stählen sowie Nickel-Basislegierungen) in Heisswasser gegenüber jenem an Luft signifikant ändern kann. Am Ende der meist sehr langen Ver-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

suche zur Bestimmung der Wachstumsraten von

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

Spannungsrisskorrosion wurde vereinzelt ein uner-

Bericht der Forscher in Anhang A

warteter Durchriss der Bruchmechanikproben beobachtet.

Einleitung

Im Moment ist noch nicht klar, ob es sich hierbei um

Das Projekt SAFE (Safe long term operation in the

eine reale Reduktion der Bruchzähigkeit oder nur

context of environmental effects on fracture, fati-

um sehr schnelles Korrosionsrisswachstum handelt,

gue and environmental assisted cracking) wird die

welches im Experiment einen scheinbar rapiden me-

wesentlichen Aktivitäten aus dem abgeschlos-

chanischen Bruch vortäuscht. Ein möglicher Einfluss

senen Projekt KORA weiterführen. Dabei werden

der Umgebungsbedingungen auf die Bruchzähig-

werkstofftechnische Fragestellungen insbesondere

keit hätte einen erheblichen Einfluss auf die Sicher-

zu Risskorrosion und Ermüdung in Strukturwerk-

heitsbewertung und soll daher durch eine fundierte

stoffen von Leichtwasserreaktoren bearbeitet. Sie

Aufarbeitung des Standes von Wissenschaft und

sind wichtig für den geplanten Langzeitbetrieb der

Technik sowie ausgewählte Experimente abgeklärt

Kernkraftwerke.

werden.

Die Gewährleistung eines sicheren Anlagenbe-

Dazu wurde in einem ersten Schritt eine Sichtung

triebs setzt eine genaue Kenntnis der Systembe-

der verfügbaren Literatur bezüglich möglichen Um-

dingungen voraus, die zur Risskorrosion und Ermü-

gebungseffekten auf die Bruchzähigkeit und den

dung sowie zu einer Zähigkeitsabnahme führen

Risswiderstand von niedriglegierten ferritischen und

können. Zuverlässige quantitative Daten zur Initiie-

austenitischen rostfreien Stählen sowie von Nickel-

rung und zum Wachstum von derartigen Rissen

basislegierungen in Heisswasser durchgeführt. Der

und genaue Kenntnisse über den Alterungszu-

Schwerpunkt wurde dabei auf die Diskussion des

stand der einzelnen Komponenten sind für die Be-

Wasserstoffeinflusses in diesen Werkstoffen gelegt.

wertung der Strukturintegrität von Rohrleitungen

Parallel zur Literaturrecherche wurde entsprechend

und Behältern wesentlich.

des Projektplans ein Heisswasser-Kreislaufsystem

Auch bei der Festlegung und Überprüfung der In-

für elasto-plastische bruchmechanische Versuche

spektionsintervalle

Wiederholungsprüfpro-

nachgerüstet und im Berichtjahr in Betrieb genom-

gramme ist die Anfälligkeit auf Risskorrosion und

men. Damit können jetzt bruchmechanische Ver-

Ermüdung zu beachten. Im Rahmen des Projektes

suche im Heisswasser-Kreislauf mit deutlich grös-

können auch spezielle Abhilfe- und Instandhal-

seren Proben und höherer Beanspruchung als bisher

tungsmassnahmen untersucht werden. Das For-

durchgeführt werden. Ein detaillierter experimen-

der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

teller Versuchsplan wurde für die beiden nächsten

SpRK-Risswachstum bei hohen Beanspruchungen

Projektjahre ausgearbeitet.

in diesem komplexen Übergangsbereich. Die Versuche werden unter verschiedenen typischen Was-

Teilprojekt II: Umgebungseinfluss auf

serchemiebedingungen durchgeführt. Sie sollen

Ermüdungsrissbildung

insbesondere mithelfen, Schwellenwerte für die

Das Teilprojekt II befasst sich mit austenitisch rost-

Beanspruchung an der Rissspitze (Spannungsin-

freien Stählen unter den Bedingungen von Siede-

tensitätsfaktor K) und für den Chlorid- sowie Sul-

wasserreaktoren (SWR) mit Wasserstoff-Fahrweise

fat-Gehalt zu identifizieren, unterhalb derer man

und Druckwasserreaktoren (DWR). Der dortige Um-

ein SpRK-Risswachstum in den angrenzenden

gebungseinfluss auf die Ermüdungsrissbildung und

RDB-Stahl ausschliessen kann. Die Versuche wer-

das Ermüdungskurzrisswachstum soll experimentell

den in Zusammenarbeit mit einem japanischen

charakterisiert werden. Im Rahmen dieses Teilpro-

Forschungs-Programm

jektes werden wichtige Fragestellungen bearbeitet,

Schweiz ist dabei das Materialverhalten unter den

die bisher nicht ausreichend betrachtet wurden.

typischen Bedingungen der Wasserstoff-Fahrweise

durchgeführt.

Für

die

Dazu zählen z. B. der Einfluss der Mittelspannung

für SWR wie auch unter DWR-Bedingungen von In-

(resultierend aus dem Betriebsdruck), der Tempera-

teresse. Erste Untersuchungen zeigen, dass auch

tureinfluss bei kleinen Dehnamplituden sowie die

unter chloridfreien DWR-Bedingungen ein ge-

Auswirkung des gelösten Wasserstoffs im Stahl. Im

ringes Risswachstum in die Wärmeeinflusszone der

ersten Projektjahr konnte gezeigt werden, dass der

Schweissnaht möglich ist, die gemessenen Riss-

Anteil des im Stahl gelösten Wasserstoffs wie auch

wachstumsraten sind gering.

eine Verschiebung des pH-Werts keinen wesentlichen Einfluss auf die technische Rissinitiierung un-

Teilprojekt IV: SpRK-Rissbildung in

ter Ermüdungsbeanspruchung und Umgebungs-

austenitischen und ferritischen Stählen

einfluss ausüben. Dies ist von Bedeutung, da im

Bei diesem Teilprojekt handelt es sich um langfristig

Rahmen der Optimierung der Wasserchemie eine

orientierte Untersuchungen zu SpRK-Rissbildung

Anpassung der Wasserstoffkonzentration im Pri-

im Rahmen einer Doktorarbeit. Es sollen wichtige

märkreislauf diskutiert wird. Damit soll die be-

Einflussgrössen auf die SpRK-Rissbildung in auste-

kannte Anfälligkeit der Nickelbasislegierungen auf

nitisch rostfreien Stählen systematisch charakteri-

Spannungsrisskorrosion reduziert werden. In weite-

siert werden. Dazu zählen insbesondere der Ober-

ren Experimenten wurden die Untersuchungen aus

flächenzustand

dem KORA-Projekt zum Einfluss des Lastverhält-

Eigenspannungen) wie auch Parameter der Wasser-

nisses aus Mittelspannung und Betriebstransienten

chemie (insbesondere der Gehalt von Wasserstoff

fortgeführt. Für Ermüdungsversuche an Luft kann

und Chlorid). Ziel ist eine Verbesserung der bisher

der Einfluss der Mittelspannung mit einem Korrek-

eingesetzten Vorhersagemodelle. Auch Teilprojekt

turfaktor berücksichtigt werden. Die Versuche zei-

IV wird in Zusammenarbeit mit einer japanischen

gen, dass diese Korrektur unter Umgebungseinfluss

Forschungseinrichtung durchgeführt werden.

zu einer deutlichen Unterschätzung der Rissinitiie-

Zusammenfassend kann für das Forschungsprojekt

rung führen kann.

SAFE festgestellt werden, dass die vereinbarten

Es wurden begleitende, umfangreiche metallogra-

Ziele für das Jahr 2012 erreicht wurden.

(Kaltverformung,

Rauigkeit,

phische Untersuchungen an den Bruchflächen von der Mechanismus der Rissentstehung besser cha-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

rakterisiert und zwischen Ermüdungsschädigung

Die neue Kernenergiegesetzgebung der Schweiz

und korrosiven Risswachstum differenziert werden.

sieht keine generelle Beschränkung der Betriebs-

aufgebrochenen Proben durchgeführt. Damit kann

dauer von Kernanlagen vor. Somit basiert die EntTeilprojekt III: Spannungsrisskorrosion

scheidung für einen sicheren Betrieb der Kernanla-

im Übergangsbereich Inconel-182-RDB

gen primär auf technischen Erkenntnissen über

Die Untersuchungen zur Spannungsrisskorrosion

den Zustand der Anlagen und deren Komponen-

(SpRK) im Grenzbereich zwischen dem Schweiss-

ten. In diesem Umfeld ist Alterungsüberwachung

material Inconel-182 (Nickelbasislegierung) und

und Zustandsbeurteilung der sicherheitsrelevanten

dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehälters

(und nicht oder schwer austauschbaren) Kompo-

(RDB) werden in diesem Teilprojekt fortgesetzt.

nenten sehr wichtig. Durch die gute Vernetzung

Schwerpunkt der experimentellen Arbeiten ist das

des Projektes ist sichergestellt, dass auch die Er-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

gebnisse des SAFE-Projekts, ebenso wie beim ab-

fügbaren modernen Prüftechnik für diese Aufga-

geschlossenen Projekt KORA, berücksichtigt wer-

benstellung. Von besonderem Interesse ist die

den, zum Beispiel bei der Überarbeitung von

Methodik zur Risstiefenbestimmung für geome-

internationalen Standards.

trisch komplexe Prüfsituationen. Dazu sind so ge-

Die im Projekt SAFE definierten Arbeitspakete be-

nannte

treffen wichtige auch vom amerikanischen Electric

also vergleichende Versuche mehrerer Labors, ge-

Power Research Institute (EPRI) veröffentlichte

startet worden. An den ausgewählten Prüfkörpern

Kenntnislücken zur Alterungsüberwachung. Dazu

werden auch neuartige Techniken untersucht. Am

zählt insbesondere die im Teilprojekt I behandelte

Projekt beteiligen sich Aufsichtsbehörden, Betrei-

Thematik zum möglichen Umgebungseinfluss auf

ber und Forschungseinrichtungen aus den USA,

die Bruchzähigkeit.

Korea, Japan, Schweden, Finnland und der

Das Thema Spannungsrisskorrosion an Nickel-

Schweiz. Die Projektleitung wird von der amerika-

Basislegierungen ist insbesondere nach dem Be-

nischen Aufsichtsbehörde NRC übernommen. Das

fund im Kernkraftwerk Leibstadt im Jahr 2012 wei-

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

terhin bedeutsam. Die im Rahmen des Projekts

Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweizerischen

SAFE gewonnen Erkenntnisse tragen dazu bei,

Verein für technische Inspektionen (SVTI) und der

dass das ENSI seine Aufsichtstätigkeit nach aktu-

eidgenössischen Materialprüfanstalt (EMPA) eine

ellem Kenntnisstand durchführen kann.

Schweizer Beteiligung am PARENT-Projekt abge-

Ringversuche

(Round-Robin-Versuche),

stimmt.

Ausblick und Ertüchtigung neuer Versuchseinrichtungen im

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Vordergrund. Damit können nun im zweiten Jahr

Entsprechend dem PARENT-Projektplan starteten

zusammen mit der erfolgten personellen Verstär-

2012 die Round-Robin-Versuche. Dazu kamen

kung (zwei Postdocs) die vorgesehenen Experi-

auch ausgewählte Testkörper mit dokumentierten

mente insbesondere für das Teilprojekt I und Teil-

Fehlergeometrien in die Schweiz. An diesen zum

projekt IV durchgeführt werden.

Teil über 100 kg schweren Testkörpern wurden di-

Im ersten Jahr des Projekts SAFE stand der Aufbau

verse zerstörungsfreie Messungen erfolgreich

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

durch die beteiligten Labors von ALSTOM, SVTI und EMPA durchgeführt. Die einheitliche Durchführung und detaillierte Protokollierung der Messergebnisse wurde durch einen Fachmann von der

Auftragnehmer: Internationales Forschungsprojekt

schwedischen

unter der Leitung der amerikanischen Aufsichts-

Dieser war für die zeitaufwändigen Round-Robin-

behörde U.S.NRC

Versuche für ca. zwei Wochen in den beteiligten

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

Schweizer Labors anwesend.

Einleitung

jekt werden Testkörper aus dem abgeschlossenen

PARENT beschäftigt sich mit den Anforderungen

Forschungsprojekt KORA-II für die Round-Robin-

an moderne zerstörungsfreie Methoden zur Erken-

Versuche verwendet. Diese neuartigen, am PSI ge-

nung von betriebsbedingten Rissen. Insbesondere

fertigten Referenzprobekörper weisen realitäts-

Spannungs- und Schwingrisskorrosion an Misch-

nahe Spannungskorrosionsrisse auf. Sie wurden

nähten aus Nickelbasislegierungen stellen hohe

durch Versuche von bis zu 5 Monaten Dauer unter

Anforderungen an die Prüftechnik. Die Erfahrung

typischen Wasserchemiebedingungen von Siede-

zeigt, dass solche Risse zwar gefunden werden

und Druckwasserreaktoren erzeugt. Die Versuche

können, aber eine konservative Bestimmung der

wurden abgebrochen, sobald der Riss auf eine ge-

maximalen Risstiefe schwierig ist.

wünschte Grösse im Testköper angewachsen war.

Das internationale Projekt PARENT (Program to As-

Diese Testköper wurden nach Abschluss der Mes-

sess the Reliability of Emerging Nondestructive

sungen in der Schweiz zu Round-Robin-Versuchen

Techniques) wurde im Jahr 2010 als Nachfolgepro-

an Labors in Schweden, Finnland und Korea ge-

jekt des abgeschlossenen Projekts PINC (Program

schickt. Die Charakterisierung der Risse stellt sich

for the Inspection of Nickel Alloy Components) ge-

nach der vorläufigen Auswertung als anspruchsvoll

startet. Thema ist die Leistungsfähigkeit der ver-

heraus.

Qualifizierungsstelle

überwacht.

Als weiterer Schweizer Beitrag für das PARENT-Pro-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Um die laufenden Round-Robin-Versuche zu koor-

fluss der Neutronen-Bestrahlung, des Reaktorkühl-

dinieren und die Auswertung der Vielzahl an Test-

mittels und der langen Betriebsdauer bei erhöhten

ergebnissen abzustimmen, wurden zwei internati-

Temperaturen mit zunehmendem Anlagenalter

onale Projektsitzungen durchgeführt.

verringern. Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskorro-

Im Jahre 2012 gab es weitere Rissbefunde an

Randbedingungen zu minimieren. Dies kann mit der

Mischnähten aus der Nickelbasislegierung Inco-

klassischen Wasserstoffchemie-Fahrweise realisiert

nel-182 in ausländischen, aber auch Schweizer

werden, wobei allerdings die Zugabe grosser Men-

Kernkraftwerken. Deshalb besteht ein besonderes

gen an Wasserstoff notwendig ist, um das erforder-

Interesse an einer robusten Prüftechnik für diese

liche (sehr tiefe) Korrosionspotential an denjenigen

Aufgabenstellung. Auch aus dem Langzeitbetrieb

Oberflächen zu erreichen, die mit Medium in Kon-

können sich mögliche neue Anforderungen an die

takt stehen (sogenannte Hydrogen Water Chemi-

Leistungsfähigkeit der eingesetzten zerstörungs-

stry HWC). Unter anderem wird bei dieser Fahr-

freien Prüftechnik ergeben. Das Projekt PARENT

weise aber auch Stickstoff reduziert und es kommt

soll einen Beitrag zu diesen aktuellen Fragenstel-

zu einer erhöhten Freisetzung von radioaktivem

lungen leisten und zu einer Weiterentwicklung

Stickstoff N-16. Dies hat wiederum höhere Dosislei-

und Optimierung der Prüftechnik beitragen.

stungen als negativen Nebeneffekt zur Folge.

sion (SpRK) durch die entsprechende Wahl der

Das sogenannte On-line NobleChemTM (OLNC)

Ausblick

Verfahren kommt in beiden SWR der Schweiz

Entsprechend dem PARENT-Projektplan kommen

(Kernkraftwerke Leibstadt KKL und Mühleberg

2013 ausgewählte Testkörper mit unbekannten

KKM) zum Einsatz. Dabei wird während des Voll-

Fehlergeometrien

die

lastbetriebs ein wasserlöslicher Platinkomplex dem

Schweiz. Ein externer Fachmann wird wiederum

Reaktorwasser in einem zuvor festgelegten Zeit-

bei der Durchführung der zerstörungsfreien Mes-

raum zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin (Pt)

sungen permanent anwesend sein. Damit wird si-

gleichmässig auf den Oberflächen der Kernein-

chergestellt, dass nur dokumentierte Prüftech-

bauten und Rohrleitungen nieder. Diese Edelme-

niken eingesetzt werden und belastbare Ergebnisse

tall-Partikel wirken als Katalysator, so dass bereits

für die Auswertung der der Round-Robin-Versuche

mit geringen Mengen an Wasserstoff das erforder-

bereit gestellt werden.

liche, niedrige Korrosionspotenzial erreicht wird.

zur

Untersuchung

Unter diesen Randbedingungen kommt es radiolo-

1.1.7 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

gisch zu deutlich weniger Freisetzungen als bei der HWC-Fahrweise. Das Verfahren wurde von General Electric (heute GE-Hitachi) entwickelt. Weltweit

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

wird es gegenwärtig bereits in vielen SWR ange-

ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner

wendet.

Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser-

Die für das dritte Projektjahr vorgesehenen Projekt-

reaktoren werden massgeblich durch die Struktur-

ziele konnten in den beiden Teilprojekten SP1 «Ex-

integrität des Reaktordruckbehälters und der

perimentelle Untersuchungen des Ablagerungsver-

Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt-

haltens von Pt unter simulierten SWR-Bedingungen

weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak-

und in einem SWR» und SP2 «Entwicklung einer

toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor-

zerstörungsfreien Charakterisierungsmethode für

betriebes bei ungünstigen Randbedingungen

Pt-Ablagerungen auf Reaktorkomponenten und

unter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der

chemische sowie mikroskopische Analytik» vollum-

thermomechanischen

fänglich erfüllt werden.

Betriebsbeanspruchungen

sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in

Die Ergebnisse der Literaturrecherche wurden in

druckführenden Primärkreislauf-Komponenten bil-

einem umfangreichen Bericht zusammengefasst

den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich

und die NobleChemTM-Anlagendaten des KKL und

die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein-

des KKM wurden tabellarisch erfasst.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Im Rahmen des NORA-Projekts wurde die Wirkung

Pt-Partikel auf verschiedenen Komponenten im Re-

verschiedener Einflussfaktoren wie z. B. Einspeise-

aktor charakterisieren zu können.

rate, Strömungsgeschwindigkeit des Wassers und

Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wichtig,

Oberflächenbeschaffenheit der Proben, auf die

da das ENSI dadurch von einem unabhängigen For-

Platin-Abscheidung systematisch untersucht. Der

schungslabor Ergebnisse zu OLNC erhält. Da mitt-

eigens für dieses Projekt erstellte Hochtemperatur-

lerweile das KKM und das KKL die OLNC-Fahrweise

kreislauf wurde im Laufe des Berichtjahres einer

anwenden, ist es umso wichtiger, möglichst alle be-

umfangreichen Revision unterzogen. In diesem

obachteten Effekte, die bei dieser Fahrweise bereits

Jahr wurden insgesamt sieben Versuchsreihen ge-

aufgetreten sind, zu verstehen. Das Projekt NORA

fahren, bei denen die Zugabe des Platins bzgl.

kann dazu einen massgeblichen Beitrag liefern.

Menge und Dosiergeschwindigkeit zum Kreislauf variiert wurde. Aufwändige analytische Nachun-

Ausblick

tersuchungen der Probenoberflächen wurden an

In den nächsten sechs Monaten, in denen das

den im PSI sowie an den im KKL ausgelagerten Pro-

NORA-Projekt noch läuft, werden die letzten Ver-

ben durchgeführt.

suche im Hochtemperaturkreislauf gefahren. Die

Die Ergebnisse zeigen, dass voroxidierte Proben

noch ausstehenden Analysen an den KKL- und PSI-

generell eine etwas höhere Platin-Belegung auf-

Proben werden durchgeführt. Anschliessend wer-

weisen als Proben, welche vor dem Einsatz nicht

den alle Ergebnisse in einem umfangreichen Pro-

explizit vorbehandelt wurden. Niedrigere Dosierra-

jekt-Abschlussbericht

ten von Platin führen im Vergleich zu höheren bei

kann davon ausgehen, dass das PSI alle die für

gleicher Gesamteinspeisemenge zu besseren Er-

NORA definierten Projektziele am Ende der 3½

gebnissen. Beim Einspeisen der Platin-Lösung in

Jahre erreicht haben wird.

den Kreislauf ist eine schnelle Strömung des Was-

Da es noch weitere offene Fragen gibt, die im Rah-

sers von Vorteil. Auf Proben, welche nie während

men der OLNC zu klären sind und aus zeitlichen

einer Platin-Applikation im Kreislauf waren, sind

Gründen nicht während des laufenden NORA-Pro-

keine Platin-Partikel nachweisbar. Das bedeutet,

jekts untersucht werden konnten, wird über die

dass nach der Applikation kein im Wasser gelöstes

Fortsetzung des NORA-Projekts (NORA II) disku-

Platin mehr vorhanden ist, bzw. dass im Reaktor-

tiert.

zusammengefasst.

Man

system keine nennenswerte Umverteilung des schon abgelagerten Platins stattfindet.

1.1.8 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Weltweit wenden mittlerweile sehr viele BWR-An-

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

lagen das OLNC-Verfahren an. Das Projekt stösst

Bericht der Forscher in Anhang A

deshalb auch ausserhalb der Schweiz auf grosses Interesse. Die Wirksamkeit dieser Technologie in

Einleitung

Kraftwerken ist noch nicht vollumfänglich nachge-

Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der

wiesen und verstanden. Laboruntersuchungen ha-

Schweizer Kernkraftwerke ist nachzuweisen, dass

ben gezeigt, dass bei einem stöchiometrischen

für Laufzeiten über 40 Jahre hinaus die Integrität

Wasserstoffüberschuss und einer ausreichenden

des Reaktordruckbehälters (RDB) für Normalbe-

Oberflächenbedeckung mit extrem fein verteilten

trieb, Betriebsstörungen und postulierte Ausle-

Pt-Partikeln die Anfälligkeit gegenüber Spannungs-

gungsstörfälle gewährleistet bleibt. Das im Bericht-

risskorrosion deutlich reduziert werden kann. Je-

jahr gestartete Projekt PISA-II behandelt spezifische

doch ist sehr wenig über das Ablagerungs- und

Fragestellungen zur Integritätsbewertung des RDB.

Verteilungsverhalten sowie die Haftfähigkeit dieser

Die darin geplanten probabilistischen Berech-

Pt-Partikel unter Strömungsverhältnissen, wie sie in

nungen basieren auf den im Projekt PISA-I entwi-

einem Reaktor herrschen, bekannt. Deshalb befasst

ckelten Modellen und sollen diese weiterentwi-

sich das Projekt NORA intensiv mit dem Ablage-

ckeln. Bei der Definition der Projektziele wurden

rungsverhalten von Pt unter simulierten SWR-Be-

die Ergebnisse der im Projekt PISA-I durchge-

dingungen in einem eigens dafür konzipierten PSI-

führten Literaturstudie zum Stand von Wissen-

Kreislauf und in einem realen SWR sowie mit der

schaft und Technik auf dem Gebiet der Integritäts-

Entwicklung einer zerstörungsfreien Technik, um

bewertung des RDB berücksichtigt. Als wesentliche

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Erweiterung soll die Methodik für eine probabilis-

genden Lasttransienten für die PTS-Berechnungen

tische Gesamtintegritäts-Betrachtung unter Be-

getroffen und die benötigten Eingangsparameter

rücksichtigung der anzunehmenden Belastungen

definiert. Die aufwändigen thermohydraulischen

aufgebaut werden. Dafür müssen Aspekte sowohl

Berechnungen ermöglichen Aussagen über die

der Bruchmechanik als auch der Thermohydraulik

durch die Kühlwassersträhnen bei einer Notküh-

behandelt werden. Es ist ein geeignetes Referenz-

lung verursachten Beanspruchungen am RDB.

szenario auszuwählen, um möglichst realitätsnahe

Beim Projekt PISA-II interessiert insbesondere die

Beispielrechnungen durchführen zu können. In das

Fehlertoleranz dieser Berechnungen, die eine wich-

Projekt sind PSI-Mitarbeiter aus den Bereichen der

tige Eingangsgrösse für die probabilistische Ge-

nuklearen Materialen und der Thermohydraulik

samtbetrachtung ist.

eingebunden.

Die Projektziele in der Startphase des PISA-II-Pro-

Das Projekt PISA-II wurde entsprechend in vier Teil-

jektes wurden erreicht. Die vorgesehene Verknüp-

projekte gegliedert:

fung von thermohydraulischen und bruchmecha-

Teilprojekt I: Verfeinerte probabilistische Analyse

nischen Berechnungen ist komplex und in dieser

des Thermoschocks (Pressurized Thermal Shock

Weise neu.

PTS) chenprogramms RELAP und numerischer Strö-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

mungssimulation (Computational Fluid Dyna-

Der Reaktordruckbehälter stellt eine wichtige

mics CFD)

Grosskomponente hinsichtlich Sicherheit und Le-

Teilprojekt III: Umfassende 3D-Analysen

bensdauer von Leichtwasserreaktoren dar. Insbe-

Teilprojekt IV: Bruchmechanik-Methoden

sondere beim Nachweis der Sprödbruchsicherheit

Teilprojekt II: Transienten-Studie mit Hilfe des Re-

des RDB besteht ein starkes Interesse des ENSI, die

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Sicherheitsreserven deterministischer Integritäts-

Das Projekt PISA-II mit einer Laufzeit von drei Jah-

lysen besser quantifizieren zu können.

ren wurde am 1. Juli 2012 gestartet. Im Berichts-

Das Projekt PISA-II soll insbesondere für die spezi-

zeitraum wurde die Arbeit zu den einzelnen Teil-

fischen Randbedingungen des Langzeitbetriebes

projekten mit ersten Berechnungen begonnen,

die ermittelten Sicherheitsmargen untersuchen.

und der gewählte Referenzfall wurde präzisiert.

Weiterhin wird mit diesem Projekt auch der Kom-

Die als Software-Paket implementierten probabilis-

petenzerhalt zu den Sprödbruch-Sicherheitsnach-

tischen Modelle zur Sicherheits- und Integritätsbe-

weisen des RDB in der Schweiz sichergestellt.

nachweise durch verfeinerte probabilistische Ana-

wertung des RDB wurden bereits für erste Anwendungen eingesetzt. Eine Teilaufgabe beschäftigt

Ausblick

sich mit der Anwendbarkeit des so genannten

Für das zweite Projektjahr sind umfangreiche Be-

«Warm Pre-stress (WPS) Effektes». Dieser Effekt

rechnungen zu den einzelnen Arbeitspaketen ge-

tritt bei einer Warmvorbelastung während einer

plant. Eine wichtige Herausforderung wird die vor-

Belastungstransiente auf und beeinflusst den Riss-

gesehene Integration der 3-D-Berechungsmodule

widerstand. Es wurden moderne mathematische

für die Thermohydraulik und Bruchmechanik dar-

Modelle (Cheli- und Curry-Modell) eingesetzt, um

stellen.

die Sicherheitsmargen bei der Anwendung des WPS-Effektes quantitativ zu bestimmen. Diese Angaben können bei den probabilistischen Berechnungen berücksichtigt werden. Für verfeinerte

1.1.9 Bruchmechanische Bewertung von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten

bruchmechanische Betrachtungen wurde auch der Einfluss der Mehrachsigkeit des Spannungszu-

Auftragnehmer: Helmholtz-Zentrum Dresden-

standes (Constraint-Effekt) berücksichtigt. Dazu

Rossendorf e.V.

wurden Modellrechnungen durchgeführt, um den

ENSI-Projektbegleiter: Dietmar Kalkhof

Constraint-Effekt für den gewählten Referenzfall

Bericht der Forscher in Anhang A

zu quantifizieren. Die im Projekt geplanten thermohydraulischen Be-

Einleitung

rechnungen mit RELAP5 wurden vorbereitet. Dazu

Der Reaktordruckbehälter (RDB) ist Teil der druck-

wurden eine Vorauswahl der zu berücksichti-

führenden Umschliessung eines Kernreaktors und

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

fungiert damit als Barriere gegen den Austritt von

orientierten Proben deutlich geringer ausfiel als bei

Radioaktivität an die Umgebung. Die Integritätsbe-

den T-S-Proben. Das Ergebnis lässt die Schlussfolge-

wertung hat vor allem die Sicherheit gegen kata-

rung zu, dass auch die T-L-orientierten Proben nach

strophales Versagen des RDB nachzuweisen. Der

ASTM E1921 auswertbar sind.

Sprödbruch-Sicherheitsnachweis eines RDB ist für

Im Jahre 2012 wurden zusätzliche angerissene

einen postulierten oder gemessenen Anriss bei Be-

Kerbschlagproben verschiedener Orientierung ge-

lastung durch den sogenannten Thermoschock zu

prüft. Damit wurden die bisher vorgestellten Ergeb-

führen. Dieser ist eine Transiente bei einem Kühl-

nisse zur Verteilung der Rissinitiierungsorte in T-L-

mittelverlust-Störfall, die infolge der Einleitung von

bzw. T-S-orientierten Proben ergänzt und der

kaltem Notkühlwasser bei gleichzeitigem hohen In-

Einfluss der Prüftemperatur auf die Spaltbruchiniti-

nendruck abläuft. In der Richtlinie zur Alterungs-

ierung untersucht. Weitere Tests mit gekerbten Pro-

überwachung der schweizerischen Kernanlagen

ben aus verschiedenen Dickenpositionen wurden

ENSI-B01 sind die behördlichen Anforderungen für

mit der Zielstellung durchgeführt, die damit ermit-

den Nachweis der Sprödbruch-Sicherheit der Reak-

telten

tordruckbehälter (RDB) festgelegt. Die Regelungen

und die mit angerissenen Kerbschlagproben ermit-

der Richtlinie enthalten auch die Option, die nach

telten bruchmechanischen Parameter zu verglei-

mechanisch-technologischen

Kennwerte

dem Prüfstandard ASTM E1921 ermittelte Refe-

chen. Mit fraktographischen und metallogra-

renztemperatur T0 als Referenztemperatur der

pischen Untersuchungen konnten die bisherigen

ASME KIC-Grenzkurve zu verwenden. Damit wird

Ergebnisse bestätigt werden, dass sich die Variation

einem internationalen Trend entsprochen, die für

des Gefüges nicht wesentlich auf die Verteilung der

eine Sprödbruch-Sicherheitsbewertung notwen-

Rissinitiierungsorte auswirkt. Mit diesen Untersu-

dige Bruchzähigkeit der RDB-Werkstoffe nicht mit

chungen wurde das experimentelle Versuchspro-

einer indirekten und korrelativen Verfahrensweise

gramm abgeschlossen.

zu bestimmen, sondern direkt mit den Voreilproben zu messen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung ENSI-B01

Die vorliegenden Untersuchungen betrafen die An-

betreib der Schweizer Kernanlagen, denn der Ver-

wendbarkeit des Prüfstandards ASTM E1921 auf

sprödungsgrad des nicht austauschbaren RDB ist

Mehrlagenschweissnähte des Reaktordruckbehäl-

einer der wichtigsten Faktoren für die Lebensdauer

ters. Das verwendete Material einer Umfangs-

eines Kernkraftwerks.

hat grosse praktische Bedeutung für den Langzeit-

schweissnaht des nicht in Betrieb genommenen

Die Richtlinie erlaubt die Festlegung der Referenz-

Biblis-C-RDB eröffnet die Möglichkeit, eine bruch-

temperatur (RTref) für die ASME-KIC-Grenzkurve auf

mechanische Charakterisierung von Schweissgut

Basis der nach ASTM E1921 ermittelten T0. Die For-

durchzuführen, welches repräsentativ für die Kern-

mel zur Bestimmung der Referenztemperatur

kraftwerke in der Schweiz ist.

wurde aus den Ergebnissen des Projektes abgelei-

Dem Prüfstandard ASTM E1921 liegt das Master-

tet. Insbesondere wurden folgende Grösseneffekte

Curve-(MC)-Konzept zugrunde. Die Voreilproben

und Streuungseinflüsse quantifiziert:

aus Schweissgut im RDB sind überwiegend T-L-ori-

Temperaturverschiebung von 12.4K, um die

entiert, d. h. die Rissfortschrittsrichtung ist die

Äquivalenz der

Schweissrichtung. Bei dieser Probenorientierung

KJc-1T (T) für 5% Bruchwahrscheinlichkeit nach

umfasst die Rissfront mehrere Schweisslagen mit

ASTM E1921 und der (grössenunabhängigen)

einem makroskopisch inhomogenen Gefüge, für

unteren Grenzkurve KIc(T) herzustellen;

(grössenabhängigen) Kurve

welches das MC-Konzept gemäss Definition nicht gilt. Es wurde geprüft, ob T-L-orientierte Proben für die bruchmechanische Prüfung von Schweissgut nach dem Prüfstandard ASTM E1921 geeignet sind. In diesem Zusammenhang wurde der Einfluss der Probenorientierung auf die Streuung der Bruchzähigkeit und die daraus berechnete Referenztemperatur T0 untersucht. Es ergab sich, dass die Streuung der Bruchzähigkeitswerte bei den T-L-

ASTM E 1921–09, 10, 11: «Standard test method for determination of reference temperature, T0, for ferritic steels in the transition range». Annual Book of ASTM Standards, Vol. 03.01, Metals Test Methods and Analytical Methods, ASTM International, West Conshohocken, PA, 2009, 2010 and 2011. 2 ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, Division 1, Paragraph NB 2331, American Society of Mechanical Engineers, New York, 2004. 3 Wallin, K.: «The Master Curve: A New Method for Brittle Fracture». Int. J. of Materials and Product Technology, Vol. 14, No. 2/3/4, pp. 342, 1999. 1

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Korrekturterm ∆Ts, wenn anstelle von Standard-

Ereignisse aus den teilnehmenden OECD-Staaten

proben kleinere Kerbschlagproben zur Bestim-

eingegeben werden. Die Daten werden anschlies-

mung von T0 verwendet werden;

send ausgewertet mit dem Ziel, auf der Basis einer

Streuungseinflüsse (Wurzelausdruck): Die bei-

grösseren Anzahl von Fällen systematische Hin-

den ersten Terme quantifizieren die Unsicherheit

weise auf Ursachen und Häufigkeiten von Schäden

der Messmethode nach ASTM E1921, ∆TM den

bzw. Störfällen zu erhalten. Ein Zusammenschluss

Beitrag der Streuung des Materials im Fall von

auf internationaler Basis ist dazu notwendig, weil

Schweissgut, und ∆TT den stochastischen Anteil

die relevanten Ereignisse und Schäden in Kern-

an der Temperaturverschiebung zwischen Stan-

kraftwerken selten sind.

dardproben und kleineren Kerbschlagproben. Daraus ergibt sich folgende Formel zur Bestimmung der Referenztemperatur:

1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme

Anzahl der gültigen Werte nach ASTM

Auftragnehmer: OECD/NEA

E1921

ENSI-Projektbegleiterin: Susanne F. Schulz

Referenztemperatur nach ASTM E1921

∆Ts = 0 wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben, 10K wenn T0 mit 0.4T-SE(B)-Proben bestimmt wurde

Einleitung Das CODAP-Projekt der OECD/NEA ist das Nachfol-

∆TM = 0 für Grundwerkstoff, 6 K für Schweissgut

geprojekt der abgeschlossenen Schadensdaten-

∆TT = 0 wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben, 5K wenn T0

bank-Projekte OPDE (OECD Piping Failure Data

mit 0.4T-SE(B)-Proben bestimmt wurde

Exchange Project) und SCAP-SCC (Stress Corrosion

Die Ergebnisse haben insbesondere gezeigt, dass

Cracking and Cable Ageing Project, Teilprojekt

das inhomogene Schweissgefüge zu einer relativ

Spannungsrisskorrosion). Es wurde im Juni 2011

starken Streuung der Bruchzähigkeitswerte führen

begonnen und umfasst heute folgende Mitglieds-

kann, was entsprechend mit dem additiven Term

länder: Kanada, Taiwan, Tschechien, Finnland,

∆TM berücksichtigt werden muss.

Frankreich, Deutschland, Japan, Südkorea, Slowakei, Spanien, Schweden, Schweiz und USA. Das

Ausblick

Projekt betrachtet die mechanischen Ausrüstungen

Die im Projekt geplanten experimentellen Arbeiten

der druckführenden Umschliessung bei sicher-

wurden vollständig und erfolgreich bis Ende 2012

heitstechnisch klassierten Systemen in Kernkraft-

abgeschlossen, und der Abschlussbericht wird er-

werken. Unklassierte Komponenten werden ein-

arbeitet. Die Ergebnisse hatten direkte Auswir-

bezogen, wenn deren Versagen zu Überflutungen

kungen auf die Regelung in der ENSI-Richtlinie B01

oder anderen sicherheitstechnisch relevanten Vor-

hinsichtlich der Nachweisverfahren zur Spröd-

kommnissen beigetragen haben.

bruchsicherheit von RDB. Ausgehend von den Er-

Die Ziele des CODAP-Projektes sind

gebnissen des Projektes ist vom ENSI noch abzuklä-

Informationen zu Schadensfällen an passiven

ren, ob der additive Term ∆TM im Wurzelausdruck

metallischen Komponenten von Kernkraftwer-

der Standardabweichung, der den Beitrag der

ken in einer Datenbank zu sammeln;

Streuung des Materials im Fall von Schweissgut

Die Informationen auszuwerten, um ein besse-

darstellt, mit bisher 6K ausreichend bemessen ist.

res Verständnis der Ursachen und Auswirkungen der Schädigungen sowie der Wirksamkeit vor-

1.2 Interne Ereignisse und Schäden

beugender Massnahmen zu erreichen; Allgemeine Hintergrund-Informationen zu Komponenten und Schädigungsmechanismen zu

Die Projekte in diesem Bereich werden von der Or-

sammeln;

ganisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit

Zusammenfassende Berichte zu den Schädi-

und Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern

gungsmechanismen zu erstellen.

den internationalen Erfahrungsaustausch über

Wie im SCAP-Projekt sollen auch im CODAP-Pro-

Störfälle in Kernkraftwerken sowie über Schäden

jekt die Datenbank ausgewertet und empfehlens-

an Komponenten, die Störfälle auslösen können.

werte Vorgehensweisen herausgearbeitet werden.

Dazu werden themenspezifische Datenbanken

Das Projekt geht damit über eine reine Daten-

aufgebaut, in die systematisch Schadensfälle und

sammlung hinaus und kann so eine gemeinsame

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Basis für das Verständnis von Alterungs- und Schä-

Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden

digungsmechanismen von mechanischen Ausrüs-

trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu-

tungen in Kernkraftwerken schaffen.

chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber zu bewerten.

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Ein wichtiger Nebenaspekt beim Projekt CODAP ist

2012 wurde der Projekt-Abschlussbericht für das

folgende Generation von Nuklearingenieuren, da-

OPDE-Projekt fertiggestellt [1]. Die Betreiber der

mit das Wissen aus früheren Schadensfällen nicht

schweizerischen Kernkraftwerke wurden in das

durch den Personalwechsel verloren geht.

der Wissens- und Erfahrungstransfer an die nach-

CODAP-Projekt eingebunden. Sie können die elektronische Datenbank abrufen und neue Daten ein-

Ausblick

tragen. Damit steht den Betreibern eine weitere

Ein wichtiger Aspekt des Projektes ist 2013 die wei-

Quelle für die Auswertung der internationalen Be-

tere Sammlung von Daten, die Validierung der Da-

triebserfahrung für die Instandhaltung und Alte-

tenbasis und der Aufbau der mit CODAP verbun-

rungsüberwachung zur Verfügung.

denen Wissens-Datenbank (Knowledge-Database).

Die vorhandenen Daten aus OPDE und SCAP-SCC

Diese umfasst zusätzliche Angaben, die wesentlich

der teilnehmenden Länder wurden in eine neue

zum Verständnis von Schädigungsmechanismen

gemeinsame CODAP-Datenbank übertragen. Da-

sind. Relevante Schadensfälle durch Erosionskorro-

zu wurde ein Handbuch erstellt, das sich im

sion sind in der Schweiz in den letzten Jahren nicht

Wesentlichen an demjenigen des OPDE-Projekts

aufgetreten, so dass sich der Beitrag der Schweizer

orientiert und die Inhalte der neuen Datenbank

Kernkraftwerke hier auf die Beschreibung der

definiert. Anders als bisher wird die neue CODAP-

wirksamen

Datenbank ganz auf einer Internet-Plattform der

wird. Die Daten des Projekts sollen in der Schweiz

OECD-NEA laufen. Diese geschützte Plattform ist

vermehrt zur Beurteilung von Instandhaltungspro-

seit Mitte 2012 aufgeschaltet.

grammen herangezogen werden.

Instandhaltungspraxis

beschränken

2012 wurde schwerpunktmässig mit der Sammlung und Bearbeitung von Schadensfällen durch

Literatur

Erosionskorrosion (strömungsinduzierte Korrosion)

[1] OECD/NEA Piping Failure Data Exchange Project

begonnen, die für einige der beteiligten Länder

(OECD/NEA OPDE) Final Report, NEA/CSNI/R

von grosser sicherheitstechnischer Bedeutung

(2012) 16, November 2012.

sind. Daneben wurden die aus den Vorgängerdatenbanken übertragenen Daten überprüft und andere neue Schadensfälle aufgenommen.

1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Auftragnehmer: OECD-NEA

Die aktuelle Version der CODAP-Datenbank um-

ENSI-Projektbegleiter: Franz Altkind

fasst rund 4400 Datensätze von Schäden an mechanischen Ausrüstungen. Für das ENSI und die

Einleitung

Schweizer Kernkraftwerke steht mit der Daten-

Das OECD-Projekt CADAK beschäftigt sich mit Al-

sammlung und der Hintergrundinformation eine

terungsphänomenen von elektrischen Kabeln. Es

direkte und aktuelle Quelle der internationalen Er-

setzt seit Ende 2011 in erweitertem Sinne denjeni-

fahrung mit Schadensfällen an (meist klassierten)

gen Teil des früheren Projekts OECD SCAP (Stress

mechanischen Ausrüstungen zur Verfügung. Diese

Corrosion Cracking and Cable Ageing Project) fort,

kann unmittelbar angewendet werden zur Beurtei-

der sich bereits mit Kabelisolationen beschäftigt

lung von

hatte. CADAK hat sich zum Ziel gesetzt, die tech-

Instandhaltungsprogrammen und -massnahmen

nische Basis für die Lebensdauer von klassierten

Wiederholungsprüfprogrammen

elektrischen Kabeln unter dem Gesichtspunkt von

Alterungsüberwachungsprogrammen

Unsicherheiten bei den Qualifikationstests, welche

Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prü-

vor der Erstinbetriebnahme stattfanden, neu zu

fungen

beurteilen. Damit sollen einerseits die Korrektheit

Risikoinformierte Anwendungen in der Instand-

der Reserven ermittelt und andererseits Unsicher-

haltung

heiten abgedeckt werden. Die Ergebnisse sollen in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

einer Datenbank zusammengefasst werden, die

Ausblick

nicht nur Angaben zu einzelnen Fällen, sondern

Für das Jahr 2013 ist geplant, den aktuellen Stand

auch Hintergrundwissen enthält (Data and Know-

der Überwachung, Forschungsergebnisse und Be-

ledge Base). An dem Projekt nehmen Belgien, Ka-

triebserfahrungen zu thematisieren. Zudem sind

nada, Frankreich, Japan, die Slowakei, Spanien, die

noch Fragen bezüglich der Datenbank, vor allem

USA und die Schweiz teil.

zum Teil Hintergrundwissen, zu klären. Längerfristig könnten neben Kabeln eventuell auch andere

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

alterungsrelevante Komponenten erfasst werden

In einem ersten Schritt ging es bei der Startsitzung

terien, Messwertumformer und Thermoelemente.

wie zum Beispiel Motoren, Durchführungen, Bat-

im Frühjahr 2012 darum, den momentanen Stand der beitragenden Länder bei der Überwachung der Kabelalterung festzuhalten. Zudem wurden bereits

1.2.3 OECD ICDE – International CommonCause-Failure Data Exchange

laufende Forschungsaktivitäten im Bereich der Kabelalterung thematisiert. Insbesondere laufen

Auftragnehmer: OECD-NEA

Studien mit im Einsatz stehenden Kabeltypen, die

ENSI-Projektbegleiter: Roland Beutler

präzisere Aussagen zur Einsatzdauer der Kabel liefern sollen. Dafür werden teilweise Kabelmuster

Einleitung

von bestehenden oder stillgelegten Kernkraftwer-

Das International Common-Cause-Failure Data Ex-

ken verwendet, also Material, welches über einen

change (ICDE)-Projekt wird seit 1998 unter der Fe-

längeren Zeitraum einer erhöhten Temperatur und

derführung der OECD Nuclear Energy Agency be-

Strahlung ausgesetzt war. Schwierig ist dabei die

trieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist die

Ermittlung der Daten betreffend Einsatzzeit inklu-

Förderung des internationalen Erfahrungsaustau-

sive den herrschenden Umgebungsbedingungen

sches über sogenannte Common-Cause-Failure-

(Strahlung, Temperatur, etc.), mit denen die Vor-

(CCF-)Ereignisse. Dies sind Ereignisse, bei denen

alterung bestimmt werden kann. Erst auf Basis

gleichartige Fehler an mindestens zwei Kompo-

dieser kann die eigentliche Forschungsarbeit zur

nenten auf Grund einer gemeinsamen Ursache

maximalen Lebensdauer unter bestimmten Rand-

auftreten. Im Projekt werden Daten zu CCF-Ereig-

bedingungen beginnen. In einigen Anlagen wur-

nissen von verschiedenen Komponententypen ge-

den bereits entsprechende Temperatur-, Feuchtig-

sammelt, ausgewertet und die Erkenntnisse in Pro-

keits- und Strahlenmessungen installiert. Dies

jektberichten veröffentlicht. Zurzeit beteiligen sich

ermöglicht eine kontinuierliche Überwachung der

am ICDE-Projekt neben der Schweiz zehn weitere

Situation und genauere Werte, die in Bezug zum

Länder, in denen der Grossteil der weltweiten

Alterungsfortschritt gesetzt werden können.

Kernkraftwerke betrieben wird. Das Projekt wird durch Beiträge der beteiligten Länder finanziert.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit In der Schweiz ist ein Alterungsprogramm für klas-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

sierte Kabel der höchsten sicherheitstechnischen

Im Jahr 2012 konnten insbesondere folgende Ar-

Einstufung (elektrisch 1E klassiert) etabliert. Mit

beiten durchgeführt werden:

den Projektergebnissen sollen exaktere Aussagen

Datenerfassung:

zur Lebensdauer von eingesetzten Kabeln gewon-

– Im Berichtjahr wurden weitere Ereignisse in

nen werden. Damit können bestehende Modelle

die ICDE-Datenbank aufgenommen. Die Da-

zur Alterungsüberwachung überprüft und opti-

tenbank enthält (Stand Ende September

miert werden. Das Projekt hat eine grosse sicher-

2012) 1681 potenzielle oder effektive CCF-

heitstechnische Bedeutung, da Kabel wichtige

Ereignisse für 11 verschiedene Komponen-

Verbindungselemente sind, bei deren Ausfall si-

tentypen.

cherheitsrelevante Komponenten eventuell nicht

– Mit der Datensammlung für den Komponen-

mehr zur Verfügung stehen. Die Datenbank kann,

tentyp Frischdampf-Absperrventile wurde be-

wenn diese eine ausreichende Menge an qualitäts-

gonnen. Die Testphase der entsprechenden

gesicherten Daten enthält, einen Beitrag für wichtige Fragen des Langzeitbetriebs liefern.

Datenbankerweiterung ist im Gang. Kodierungsrichtlinien: In den sogenannten Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

gen an die Datenerfassung von spezifischen

Ausblick

Komponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit

Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt:

werden diese Kodierungsrichtlinien überarbei-

Ein abschliessender Entwurf des Komponenten-

tet. Wie geplant wurde an der Entwicklung der

berichts zu Wärmetauschern soll erstellt werden.

folgenden Kodierungsrichtlinien gearbeitet:

Die Komponentenrichtlinie für die Komponente

– Der abschliessende Entwurf der Kodierungs-

digitale Leittechnik soll fertiggestellt werden,

richtlinie für den Komponententyp Lüfter

und die Datensammlung soll beginnen.

liegt vor. – Ein erster Entwurf der Kodierungsrichtlinie für den neuen Komponententyp Digitale

1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange

Leittechnik wurde erstellt. – Die generelle Kodierungsrichtlinie (Dokument ICDE CG00-09) zum allgemeinen Vor-

Auftragnehmer: OECD-NEA ENSI-Projektbegleiterin: Annette Ramezanian

gehen bei der Datensammlung wurde im Februar

2012

veröffentlicht

(NEA/CSNI/R

(2011)12).

Einleitung Das Ziel des Projektes «OECD Fire Incident Record

Komponentenberichte: Zu jedem betrachte-

Exchange» (OECD FIRE) ist die Erhebung und die

ten Komponententyp wird im Rahmen des ICDE-

Analyse von Daten zu Brandereignissen in Kern-

Projektes ein so genannter Komponentenbericht

kraftwerken der OECD-Mitgliedsstaaten. Das Pro-

erstellt. Auf Grund der vom ICDE gesammelten

jekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Ausbrei-

Daten werden darin zum Beispiel die häufigste

tung und die Auswirkungen von Bränden besser zu

Art der Fehleridentifizierung oder die wesent-

verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet, die

lichen Fehlermechanismen von CCF dargelegt.

Brandverhütung weiter zu optimieren und die phä-

Im Berichtjahr wurden folgende Komponenten-

nomenologische und statistische Basis für Probabi-

berichte bearbeitet:

listische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kernkraft-

– Die Komponentenberichte zu Kreiselpumpen

werken zu verbessern. Die in OECD FIRE entwickelte

und zu Steuerstabantrieben wurden veröf-

Datenbank steht denjenigen Staaten zur Verfü-

fentlicht.

gung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies

– der Komponentenbericht zu Wärmetauschern wurde weiterentwickelt. Die im Rahmen des ICDE-Projektes im Jahr 2012

Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada, Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südkorea, Tschechien und die USA.

gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen beMassnahmen in den schweizerischen Kernkraft-

Projektziele des Berichtjahres und wichtige Ergebnisse

werken zu ergreifen. Das Budget für das Jahr 2012

Planmässig wurden im Jahr 2012 Daten zu weite-

wurde eingehalten.

ren Brandereignissen sowie Daten für die Bestim-

züglich CCF-Ereignissen lieferten keinen Anlass,

mung komponentenbezogener Brandeintrittshäu-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

figkeiten gesammelt. Die Datenbank enthält

CCF-Ereignisse haben ein hohes Schädigungs-

Der Bericht (Topical Report) zu hochenergetischen

potenzial, denn sie können die Funktion mehrerer

Lichtbögen wurde fertiggestellt. Er weist aus, dass

redundanter Stränge eines Sicherheitssystems be-

etwa 10% der in der OECD FIRE Datenbank ge-

einträchtigen. Im Rahmen des ICDE-Projektes wer-

sammelten Brandereignisse auf hochenergetische

den CCF-Ereignisse über längere Zeiträume ge-

Lichtbögen zurückzuführen sind. Solche Lichtbö-

sammelt und ausgewertet, um die Ursachen besser

gen treten typischerweise bei Komponenten auf,

zu verstehen und um mögliche Massnahmen zur

die mit höheren Spannungen arbeiten. Ursache

Verhinderung oder zur Eingrenzung der Auswir-

des Auftretens eines solchen Lichtbogens war in

kungen zu ergreifen. Die ausgewerteten Ereignisse

der überwiegenden Anzahl der Fälle technisches

können zudem für die Quantifizierung der Wahr-

Versagen, in wenigen Fällen auch menschliche

scheinlichkeit von CCF, wie sie für die probabilis-

Fehlhandlungen. Teilweise riefen die hochenerge-

tischen Sicherheitsanalysen (PSA) benötigt wird,

tischen Lichtbögen Schäden hervor, die über den

genutzt werden.

Umfang typischer Brandeffekte hinausgehen. Dies

nunmehr 415 Brandereignisse.

ist insbesondere auf den mit ihnen einherge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

henden extrem schnellen Druckanstieg zurückzu-

sollen eine Grundlage für weitere Topical Reports

führen, der zu einem Versagen von Brandtüren

bilden. Es ist jedoch nicht zu erwarten, dass diese

oder anderen Schutzelementen führen kann. Im

2013 fertiggestellt werden. Das langfristige Ziel

Rahmen der Sitzungen informierten die USA über

der Bestimmung komponentenbezogener Brand-

ein von ihnen geplantes umfassendes Testpro-

Eintrittshäufigkeiten wird weiter verfolgt.

gramm zu diesem Thema. Damit wurden die Projektziele für 2012 erreicht. Das Budget wurde eingehalten.

1.3 Externe Ereignisse

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Neben den Schäden, die durch Ereignisse inner-

Das Committee on the Safety of Nuclear Installa-

rücksichtigen die Sicherheitsanalysen für Kern-

tions (CSNI) führte eine Untersuchung zum Rei-

kraftwerke auch Ereignisse, die eine Anlage von

fegrad der probabilistischen Brandanalysen für

aussen treffen können. Das ENSI unterstützt in die-

Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer Um-

sem Bereich internationale Projekte zu den Auswir-

frage in den Kernenergie produzierenden OECD-

kungen von Erdbeben und Flugzeugabstürzen auf

Mitgliedsstaaten wurde das Sammeln zuverlässiger

die Tragwerke von sicherheitsrelevanten Gebäu-

Brandereignisdaten als einer der wichtigsten

den. Weil dabei aufwändige Experimente und Si-

Punkte zur Weiterentwicklung der Brandanalyse

mulationen durchgeführt werden, ist die länder-

identifiziert. In der Folge beschloss das CSNI, das

übergreifende Zusammenarbeit wichtig. Zugleich

Projekt OECD FIRE zu initiieren. Da Brandereignisse

wird der Erfahrungsaustausch zwischen den

in Kernkraftwerken sehr selten sind, war ein Zu-

Ländern gefördert. Speziell auf die Schweizer Ver-

sammenschluss auf internationaler Basis zwingend

hältnisse zugeschnitten sind schliesslich die Ex-

notwendig. In der Schweiz unterhalten alle vier

pertengruppe Starkbeben des Schweizerischen

Kernkraftwerk-Betreiber

Erdbebendienstes SED und die Plattform Extremer-

eine

halb eines Kernkraftwerks entstehen können, be-

werkspezifische

Brand-PSA. Diese Analysen sind, wie die gesamte

eignisse PLATEX.

PSA, regelmässig zu aktualisieren und dem Stand der Technik anzupassen. Sowohl für diese Weiterentwicklung der Brand-PSA als auch für deren Überprüfung durch das ENSI ist eine belastbare,

1.3.1 IRIS_2012 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anprallasten

auf realen Brandereignissen basierende Datenbasis wichtig.

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &

Ausblick

Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater,

Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen

Zürich

sollen weiterhin laufend erhoben und die Daten-

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

bank soweit möglich durch weitere Brandereignisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Fer-

Einleitung

ner sollen jährlich im Rahmen der Projektsitzungen

Das Projekt beschäftigt sich mit den Berechnungs-

konkrete Auswertungen der Datenbank festgelegt

methoden (Computerprogramme, vereinfachte

werden. Diese sollen nicht nur Fragestellungen der

Modelle, empirische Formeln) für das Tragwerks-

teilnehmenden Länder beantworten, sondern da-

verhalten von Stahlbetonstrukturen unter stossar-

rüber hinaus weitere Länder motivieren, dem Pro-

tigen Einwirkungen und leistet damit einen Beitrag

jekt beizutreten, Brandereignisdaten beizusteuern

zur Behandlung des Lastfalles Flugzeugabsturz.

und von der Datenbank zu profitieren. In Anbe-

Der Titel dieses Projekts lautet «Improving Robust-

tracht der geringen Anzahl neuer Brandereignisse

ness Assessment Methodologies for Structures Im-

kommt dieser Möglichkeit, die Datenbasis zu ver-

pacted by MissileS», kurz IRIS_2012.

breitern, eine grosse Bedeutung zu.

Das Ziel dieses Projektes ist es, Leitlinien und geeig-

Im Jahr 2013 sind als nächste Auswertungen der

nete Methoden zur Bewertung der Integrität von

OECD FIRE Datenbank die Themen «Brandursa-

Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Einwir-

chen» und «Kombinationen von (sowohl abhän-

kungen zu entwickeln bzw. vorhandene Metho-

gigen als auch unabhängigen) auslösenden Ereig-

den zu validieren. Das Projekt ist das Folgeprojekt

nissen» vorgesehen. Die genannten Auswertungen

von IRIS_2010 (vgl. Erfahrungs- und Forschungs-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

bericht ENSI 2011) und greift auf verfügbare Daten

Durchstanzens des Projektils durch die Beton-

der 2010 durchgeführten Impact-Versuche im

patte dargestellt. Die Restgeschwindigkeiten

«VTT Technical Research Centre» in Finnland zu-

nach Durchstanzen der Platte ergaben sich zu

rück. Neue Versuche waren im Rahmen von

43–58 m/s in zufriedenstellender Übereinstim-

IRIS_2012 nicht vorgesehen, sondern es sollte den

mung mit dem Messwert 34 m/s, zumal diese im

Teilnehmern von IRIS_2010 und neu hinzukom-

Parallelversuch P2 mit gleichen Versuchsparame-

menden Fachteams die Gelegenheit gegeben wer-

tern 45 m/s betrug.

den, die bei IRIS_2010 blind vorberechneten

Es wurden Sensitivitätsstudien mit Variation der

Versuche mit einem von den Organisatoren vor-

wesentlichen Parameter sowie Berechnungen

gegebenen eindeutigen Satz von Materialkenn-

mit vereinfachten Modellen durchgeführt .

werten noch einmal zu berechnen und die Über-

Die dynamisch nicht-linearen Strukturberechnun-

einstimmung mit den Testresultaten zu verbessern.

gen des Teams ENSI/SPI/B&H/Principia zeigten

Durch die Klärung der genauen Materialkenn-

durchweg eine gute Übereinstimmung mit den

werte sollten die Unsicherheiten reduziert werden.

Messergebnissen.

Das ENSI hatte bereits aktiv am Benchmark-Projekt

konnte ausserdem gezeigt werden, dass stark ver-

IRIS_2010 teilgenommen, und hat beim Projekt

einfachte Berechnungen mit einem Zweimassen-

IRIS_2012 mit Unterstützung der Experten Stan-

schwinger zu guten und auf der sicheren Seite lie-

genberg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bo-

genden Resultaten führen können, was erste

chum, Deutschland, Basler & Hofmann AG (B&H),

Abschätzungen des Tragverhaltens von Stahlbe-

Zürich und Principia, Ingenieros Consultores S.A.,

tonstrukturen bei extremen Anpralllasten wie Flug-

Madrid, Spanien, teilgenommen. Insgesamt haben

zeugabsturz ohne aufwändige Berechnungen er-

26 Fachteams aus 11 Ländern (aus Europa, USA,

laubt.

Beim

Biegetragversuch

Kanada, Japan und Südkorea) Berechnungen durchgeführt und ins Projekt eingegeben.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Mit dem Projekt IRIS_2012 der OECD kann ein ak-

Im Berichtjahr wurden die folgenden, von der

Technik für die Berechnungsmethoden in Bezug

federführenden OECD vorgegebenen Arbeiten

auf die Einwirkung Flugzeugabsturz erarbeitet

durchgeführt:

werden. Die Validierung der Berechnungsmodelle

tueller Überblick zum Stand von Wissenschaft und

Simulation von einaxialen und dreiaxialen Beton-

fördert eine realistischere Abschätzung von Versa-

druckversuchen und von Beton-Spaltzugversu-

gensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven.

chen zur Kalibrierung der Materialmodelle in

Das ENSI festigte durch die Teilnahme an diesem

den Rechenprogrammen (Principia).

Projekt das Know-How zur Sicherheitsbeurteilung

Nachrechnung des VTT-Versuches B1 mit domi-

der Kernanlagen bei Flugzeugabsturz und anderen

nierendem Biegetragverhalten infolge Weichge-

stossartigen Einwirkungen wie zum Beispiel Last-

schossaufprall (flexural test) (SPI/B&H). Beispiel-

absturz. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si-

haft hierzu sind in Abbildung 3 rechnerisch

cherheit der Kernanlagen geleistet.

ermittelte Stahldehnungen für zwei Variationen

der Lastfunktionen (Lastfunktionen 1 und 2

Ausblick

siehe Erfahrungs- und Forschungsbericht ENSI

Das Projekt IRIS_2012 wurde mit einem Workshop

2011) sowie Auflagerkräfte im Vergleich zu den

in Ottawa (Kanada) im Oktober 2012 beendet. Die

Messwerten angegeben. Die Kurve «simply sup-

OECD wird noch einen Abschlussbericht auf Basis

ported» bei den Auflagerkräften bezieht sich auf

der Berichte der Teilnehmer erstellen. Die OECD

den Fall einer gelenkig gelagerten Platte ohne

plant ein weiteres Folgeprojekt, das so genannte

die stützende Stahlrahmenstruktur. Abbildung 4

Projekt IRIS_2014. Schwerpunkt dieses Projektes

zeigt eine von Principia ergänzend durchge-

sollen Versuche zu induzierten Erschütterungen

führte Simulation der Projektilverformung.

beim extremen Anprall auf Stahlbetonstrukturen

Nachrechnung des VTT-Versuches P1 mit ausge-

sein, die voraussichtlich wieder bei VTT in Finnland

prägtem Durchstanztragverhalten in Form von

stattfinden werden.

Hartgeschoss-Penetration/Perforation (punching

Das ENSI beabsichtigt, sich mit Unterstützung sei-

test) (Principia). Beispielhaft hierzu ist in Abbil-

ner Bauexperten SPI, B&H und Principia auch am

dung 5 der rechnerische Zustand während des

Folgeprojekt IRIS_2014 zu beteiligen, um einerseits

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 3:

weiterhin den Kontakt und fachlichen Austausch

VTT Biegetragversuch B1, Zeitverläufe von Stahldehnungen (links) und Auflagerkräften (rechts). Quelle: SPI

mit den weltweit führenden Experten auf dem Gebiet der Analyse von extremen Anpralllasten auf Stahlbetonstrukturen zu behalten und andererseits das Know-how zur Beurteilung der Sicherheit der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz weiter zu pflegen und zu verbessern. Das Team ENSI/SPI/ B&H/Principia wird die Arbeiten zum Hartstossversuch aus dem Projekt IRIS_2012 auf der 22. SMiRTKonferenz im August 2013 in San Francisco vorstellen, nachdem die Arbeiten zum Weichkörperstoss bereits auf der 21. SMiRT-Konferenz 2011 in Neu-Delhi vorgestellt worden waren.

Abbildung 4: VTT Biegetragversuch B1, Verformungszustand des Projektils nach dem Versuch. Quelle: SPI

Model

Test

Abbildung 5: VTT Durchstanzversuch P1, Verformungszustand während des Durchstanzvorganges. Quelle: SPI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.3.2 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

aren Aufsichtsbehörden berät. VTT und STUK (Aufsichtsbehörde Finnland) starteten das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rahmen der Folgepro-

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge-

jekte IMPACT I (2006 bis 2008) und IMPACT II

nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &

(2009 bis 2011) schlossen sich auch ausländische

Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater,

Partner an.

Zürich ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger Bericht der Forscher in Anhang A

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung Die Versuche zum Durchstanzverhalten erfolgten

Einleitung

mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»),

Das 2012 gestartete Projekt IMPACT III («Impact of

welche vor allem das Eindring- und Durchstanzver-

an aircraft against a structure») wird vom «VTT

halten von Triebwerken oder anderer kompakter

Technical Research Centre» (Finnland) organisiert

Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine Auftreff-

und hat eine Laufzeit von 2012 bis 2014; es be-

fläche) repräsentieren, die Versuche zum Biege-

schäftigt sich ebenso wie das Projekt IRIS_2012

tragverhalten und zum Studium des kombinierten

grundsätzlich mit dem Tragwerksverhalten von

Biege-/Durchstanztragverhaltens erfolgten mit re-

Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Einwir-

lativ weichen Anprallkörpern («soft missile im-

kungen, wobei bei diesem Projekt der Schwer-

pact») und simulieren das Verhalten eines Flug-

punkt auf der Durchführung von Impact-Versu-

zeugrumpfs oder -flügels. Die Versuchskörper

chen mit Variation zahlreicher Versuchsparameter

bestanden in allen Fällen aus quadratischen Beton-

liegt. Es werden neben dem Tragverhalten der

platten mit 2 m Seitenlänge und 0,15 m (F-Series)

Stahlbetonstrukturen auch die Einflüsse anderer

bzw. 0,25 m (P-Series, X-Series) Plattendicke. Die

Parameter wie im anprallenden Projektil vorhan-

Anprallkörper hatten Massen von rund 50 kg und

dene Flüssigkeiten, Vorspannung und Liner sowie

Anprallgeschwindigkeiten von etwa 110 m/s bis

die Weiterleitung von Erschütterungen untersucht.

165 m/s.

Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da-

Im Berichtjahr nahmen das ENSI und SPI an zwei

ten und Informationen zu physikalischen Phäno-

Workshops und so genannten Technical-Advisory-

menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe-

Group (TAG)-Meetings teil (11.–13. Juni und 12.–

tonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von

14. Dezember in Finnland). Dabei wurden von

IMPACT III wurden 2012 neun Versuche bei VTT in

ENSI, SPI und B&H einerseits «blinde» Vorberech-

Finnland durchgeführt. Das Versuchsprogramm

nungen sowie Nachberechnungen zu je zwei IM-

umfasste sechs Versuche zum Studium des Durch-

PACT-Versuchen mit Biegetragverhalten (Versuche

stanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-Pene-

F1, F2) und mit kombiniertem Verhalten Biegung/

tration/Perforation (Punching tests, P-Series), einen

Durchstanzen (Versuche X1, X2), und andererseits

Versuch zum Studium des Biegetragverhaltens in-

Vorstudien für einen Versuch zur Bestimmung der

folge Weichgeschoss-Anprall (Flexural test, F-Se-

Erschütterungsweiterleitung (Versuch V1) durchge-

ries) und zwei Versuche zum Studium des kombi-

führt und präsentiert. Zur Illustration werden hier

nierten Biege-/Durchstanztragverhaltens infolge

folgende graphische Darstellungen angeführt:

Weichgeschoss-Anprall (combined bending and

Abbildung 6 zeigt beispielhaft für den Biegetrag-

punching tests, X-Series).

versuch F1 Zeitverläufe von verwendeten Stoss-

Das ENSI hatte sich 2011 entschieden, aktiv am

last-Zeit-Funktionen im Vergleich zu den Kraft-

Projekt IMPACT III teilzunehmen und wird von den

messungen eines «Force Plate Tests» sowie

Bauexperten Stangenberg und Partner Ingenieur-

Stahldehnungen an der Plattenrückseite. Beim

GmbH (SPI), Bochum, Deutschland und Basler &

(noch nicht durchgeführten) Versuch F2 soll eine

Hofmann AG (B&H), Zürich, unterstützt. Im IM-

wie F1 ausgebildete Versuchsplatte (Versuch F2a)

PACT-Projekt arbeiten 10 Teams aus 7 Ländern

im vorgeschädigten Zustand noch einmal be-

(Deutschland, Finnland, Frankreich, Kanada, UK,

schossen werden (Versuch 2b). Vorberechnun-

USA, Schweiz) mit. Von den Ländern Finnland, Ka-

gen hierzu ergaben etwa doppelte zu erwar-

nada, UK, USA, Schweiz sind die nuklearen Auf-

tende Verformungen und Dehnungen beim

sichtsbehörden direkt vertreten. Aus Deutschland

Beschuss der vorgeschädigten Platte.

ist die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsi-

Zum Test X1 mit kombiniertem Verhalten Bie-

cherheit (GRS) beteiligt, die die deutschen nukle-

gung / Durchstanzen ist in Abbildung 7 eine Ver-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

formungsfigur der Platte zum Zeitpunkt 10,4 ms,

Ausblick

dem Zeitpunkt der maximal auftretenden Verfor-

Das Projekt IMPACT III läuft wie erwähnt bis Ende

mung dargestellt (Rechenwert 27,7 mm, Mess-

2014. Im Sommer 2013 soll ein neuer Versuchsauf-

wert ca. 26 mm). Es ist erkennbar, dass sich in

bau in einer neuen Halle erfolgen, der Versuche mit

Plattenmitte über das reine Biegtragverhalten

Betonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg

hinaus ansatzweise ein Stanzkegel ausbildet.

Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben

Im Versuch X2 mit reduzierter Schubbewehrung

wird. Der Bearbeitungsschwerpunkt des Teams

ergab sich ein ähnliches Bild.

ENSI/SPI/B&H wird einerseits bei weiteren Tests mit

In Abbildung 8 ist eine Vorstudie zum Erschütterungs-Weiterleitungs-Test V1 mit dem Prinzip der Abbildung 6:

Ermittlung der Weiterleitung induzierter Erschüt-

Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stosslast-Zeit-Funktionen (links) und Stahldehnungen an Plattenrückseite (rechts). Quelle: SPI

terungen sowie einer der untersuchten Modellvarianten illustriert.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Mit dem Projekt IMPACT III wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz zur Verfügung steht. Die Validierung der Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Abschätzung von Versagensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven. Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Projekt das Know-How zur Auslegung der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer Länder. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

Abbildung 7:

2.71

0.68

1.35

3.38

Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Verformungen über die Platte zum Zeitpunkt der maximalen Verformung. Quelle: SPI

0.68

8.12

10.83 15.57

18.96 23.02 27.70

Abbildung 8: Vorstudie zum «Induced Vibration Test» V1, Prinzip der Ermittlung induzierter Erschütterungen (links), Beispiel eines Vorschlages für ein Testmodell (rechts). Quelle: SPI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

dem für die Praxis der Auslegung gegen Flug-

pertengruppe zusammen mit dem SED angepasst

zeugabsturz sehr wichtigen Fall des Weichgeschoss-

und den Fokus auf die Thematik der geologischen

anpralls liegen, bei dem die Grenztragfähigkeit an-

Tiefenlagerung verstärkt. Die Anpassung des For-

nähernd ausgeschöpft wird – sowohl bzgl. Biegung

schungsplanes erfolgte mit dem Beginn des 3. Ver-

als auch bzgl. des durch die Querkraftbewehrung

tragsjahres im Sommer 2012.

abzusichernden Durchstanzens. Andererseits ist ENSI und SPI vorgestellten umfangreichen Vorstu-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

dien zum Induced Vibration Test V1 beschlossen

Der Schwerpunkt der Forschung bleibt weiterhin

worden, dass das ENSI die Federführung für die Pla-

die Verbesserung der regionalen und lokalen

nung dieses Versuches übernehmen soll.

Erdbebengefährdungs-Abschätzung an den exi-

Das ENSI beabsichtigt, im Jahr 2013 die Experten

stierenden Standorten von Kernanlagen sowie in

Principia, Ingenieros Consultores S.A., Madrid,

den vorgeschlagenen Standortgebieten für geolo-

Spanien, für Analysen mit komplexer Software zu

gische Tiefenlager. Dabei geht es um folgende The-

Durchstanzversuchen und zur Ermittlung von Last-

men:

funktionen aus dem Weichkörperanprall ins Team

1. Eine umfassende Beschreibung der Abminde-

aufzunehmen. Principia vertritt die Firma Simulia in

rung der seismischen Energie mit zunehmender

Spanien und vertreibt in dieser Funktion das kom-

Distanz zum Erdbebenherd;

aufgrund der im Workshop Dezember 2012 von

plexe FE-Programm ABAQUS und leistet auch Support dafür. Die Experten von Principia waren bereits

2. Die Entwicklung von Modellen für die Verstärkung der Bodenbewegungen;

beim Projekt IRIS_2012 beteiligt worden. Das Team

3. Das Verständnis der Phänomene der seismischen

ENSI/SPI/B&H wird die Arbeiten zu den Versuchen

Wellenausbreitung in heterogenen, nichtline-

X1 und X2 mit kombiniertem Verhalten Biegung/

aren Medien sowohl an der Erdoberfläche wie

Durchstanzen und seine Bedeutung für die Praxis

auch in Tiefen unter der Erdoberfläche, welche

der Auslegung gegen Flugzeugabsturz auf der 22.

für geologische Tiefenlager relevant sind (300–

SMiRT-Konferenz im August 2013 in San Francisco

900 m); 4. Alternative Modelle zur Bestimmung der Erdbe-

vorstellen.

bengefährdung in der Schweiz;

1.3.3 Expertengruppe Starkbeben

5. Die Beteiligung an der Aufarbeitung des historischen Erdbebenkatalogs, um kontinuierlich die

Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst,

Datengrundlage für die Erdbebengefährdungs-

ETH Zürich

Abschätzung zu verbessern.

ENSI-Projektbegleiter: Thomas van Stiphout

Die wichtigsten Ergebnisse aus der Arbeit der Ex-

Bericht der Forscher in Anhang A

pertengruppe Starkbeben werden nachfolgend erläutert.

Einleitung

Die Modellierung der Bodenbewegung an einem

Die Expertengruppe Starkbeben des Schweize-

Standort aufgrund eines Erdbebens erfolgt in zwei

rischen Erdbebendienstes (SED) beschäftigt sich mit

Schritten. Der erste Schritt sind sogenannte Ground

aufsichtsgerichteten

For-

Motion Prediction Equations (GMPEs), welche die

schungsthemen und der Datenaufarbeitung dazu.

Abminderung der seismischen Energie mit der Dis-

Übergeordnetes Ziel der Forschungstätigkeit ist der

tanz zum Erdbebenherd beschreiben. Der zweite

Erhalt und die Erweiterung von fach- und stand-

Schritt sind empirische Modelle, welche die Ver-

ortspezifischem Wissen, sowie das Verfolgen neuer

stärkung der Bodenbewegungen durch lokale

Erkenntnisse in der Erdbebenforschung. Die Exper-

Standorteigenschaften des Untergrundes beschrei-

tengruppe steht ausserdem bei der Erarbeitung

ben. Beide Elemente sind wichtig für die aktuellen

erdbebenrelevanter Teile von ENSI-Richtlinien und

probabilistischen Verfahren zur Abschätzung der

internationalen Dokumenten zur Verfügung.

Erdbebengefährdung (Probabilistic Seismic Hazard

Seit Juli 2010 sind zwei Vollzeitstellen mit einer

Assessement – PSHA). Daher verfolgt die Experten-

Laufzeit von jeweils vier Jahren durch das ENSI fi-

gruppe Starkbeben für das ENSI die neuesten Ent-

nanziert. Aufgrund der Sistierung der neuen Kern-

wicklungen, wobei Modelle analysiert, validiert

kraftwerkprojekte und dem politischen Entscheid

und teilweise weiterentwickelt wurden. Die er-

zum Ausstieg aus der Kernenergie hat das ENSI den

folgte Implementierung und Dokumentation der

Forschungsinhalt und die Forschungsziele der Ex-

im PRP (PEGAGOS Refinement Project, Forschungs-

erdbebenspezifischen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

projekt von swissnuclear) verwendeten Modelle er-

Erdbebengefährdungs-Analysen werden die seis-

möglicht der Expertengruppe Starkbeben nun,

mischen Quellregionen durch diffuse Seismizität

diese effizient und eigenständig anzuwenden. Ne-

repräsentiert, welche fast ausschliesslich auf statis-

ben den globalen GMPEs (Modelle, welche mehr-

tischer Auswertung von instrumentellen und histo-

heitlich auf global erhobenen Datensätzen basie-

rischen Daten basiert. In diesem Teilprojekt lag der

ren) entwickelt und testet die Expertengruppe

Fokus auf der verbesserten Beschreibung der

Starkbeben auch das Swiss Stochastic Ground-Mo-

geologischen Strukturen, dem Verständnis zum Zu-

tion Prediction Model; dies ist ein Abminderungs-

sammenhang zwischen Spannung und Verfor-

modell, das nur auf dem in der Schweiz vorhan-

mung in der Erdkruste und der Erdbebengrössen-

denen Datensatz basiert und damit die hiesigen

verteilung. Zudem konnten erste Erfahrungen mit

geologischen Bedingungen und Beobachtungen

der Einbindung von vorliegenden A-priori-Informa-

am besten repräsentiert. Mit der aktiven Forschung

tionen über Brüche und Störungszonen, z. B. aus

auf diesem Gebiet verbessert die Expertengruppe

reflexionsseismischen Messungen, in die Verfahren

Starkbeben das Verständnis bezüglich der Unsi-

zur Abschätzung der Erdbebengefährdung gewon-

cherheiten und der Sensitivitäten der Modelle.

nen werden.

Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd-

Ein weiteres Ziel ist, das Wissen über physikalische

bebengefährdungs-Analyse abzuschätzen, unter-

Grenzen der Bodenbewegungen von Sedimenten

sucht die Expertengruppe Starkbeben die Voraus-

und Fels zu verbessern und somit langfristig die Un-

setzung für den Übergang von der probabilistischen

sicherheiten in den Gefährdungsanalysen besser zu

zur rein Physik-basierten (nur auf Geologie und

verstehen. Zu diesem Zweck forscht die Experten-

physikalischen Prozessen beruhenden) Erdbeben-

gruppe Starkbeben an der Modellierung von kom-

gefährdungs-Analyse. Diese könnte nach Ab-

plexen und nichtlinearen Wellenausbreitungsphä-

schluss des PRP eine tragende Rolle übernehmen.

nomenen. Im vergangenen Jahr wurden in diesem

In den aktuellen in der Schweiz angewendeten

Teilprojekt verschiedene 2D- und 3D-Programme

Abbildung 9: Simulierte plastische Scherverformung im Gestein als Folge eines Erdbebens der Magnitude 7.2 auf einer vertikalen, ebenen Verwerfung (Blattverschiebung). Quelle: SED.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

implementiert und mittels bestehenden und neuen

verfahren und der zukünftigen Erstellung von

Daten aus Feld- und Labormessungen kalibriert

Oberflächen- und Untergrundanlagen zur geolo-

und getestet. Die Arbeiten verbessern kontinuier-

gischen Tiefenlagerung stärker berücksichtigt. Der

lich das wichtige Prozessverständnis, wie die seis-

zukünftige Forschungsplan umfasst folgende 5

mische Energie in Bodenbewegung umgesetzt

Teilprojekte:

wird (siehe Abbildung 9). Zukünftig ermöglicht ein

Bodenbewegungs-Abminderungsmodelle

verbessertes Prozessverständnis auch, die determi-

Erdbebenskalierung

nistische Bestimmung von Bodenbewegungen

Modellierung komplexer Wellenausbreitungs-

durch bisher in der Schweiz nicht beobachtete

Phänomene und nichtlineares Verhalten

starke Erdbeben mit langen Wiederkehrperioden

Historische Seismologie

zu verfeinern.

Innovative Ansätze zur Charakterisierung von

Unter dem neuen Teilprojekt Geologische Tiefen-

seismogenen Quellregionen in der Schweiz

lager erarbeitet die Expertengruppe Starkbeben

und

Geologisches Tiefenlager

zusammen mit dem ENSI die Anforderungen an

Im Verlaufe des Jahres 2013 wird zudem über eine

geologische Tiefenlager bezüglich seismischer Si-

Verlängerung des Forschungsprojekts ab Mitte des

cherheit. In einem ersten Schritt wurden dazu die

Jahres 2014 zu diskutieren sein.

Gefährdungsbilder für geologische Tiefenlager definiert. Unter diesem Aspekt beteiligte sich die Expertengruppe Starkbeben im Herbst in Paris an einem internationalen Workshop der IRSN (Institut

1.3.4 IAEA-KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwazaki-Kariwa beim Erdbeben vom 16. Juli 2007

de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire) zum Thema «Earthquake Impact on Fracturing and

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Ingeni-

Groundwater Flows».

eur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

Die Erfahrungen der vergangenen Jahre haben

Einleitung

bekräftigt, dass die Erdbebengefährdung im Zu-

Das Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa in Japan

sammenhang mit der nuklearen Sicherheit ein

wurde am 16. Juli 2007 von einem Erdbeben, dem

wichtiges Thema darstellt. Mit den von der Exper-

sog. Niigataken-chuetso-oki earthquake (NCOE)

tengruppe Starkbeben durchgeführten Arbeiten

der Magnitude 6.6 erschüttert. Wegen der gerin-

wird angestrebt, das Fachwissen aus dem 2013 aus-

gen Distanz von 16 km zum Epizentrum und dank

laufenden PRP zu erhalten und weiter zu entwi-

der guten seismischen Anlageninstrumentierung

ckeln. Ergebnisse aus den Forschungsarbeiten zur

steht vom Hauptstoss und von den zahlreichen

Abminderung von seismischen Wellen im Unter-

Nachstössen des Erdbebens eine umfangreiche Da-

grund und zu Standorteinflüssen sind zum Teil be-

tenbasis zur Verfügung. Am Standort wurden in

reits im PRP berücksichtigt worden.

Bohrlöchern und in den Bauwerken Aufzeich-

Die Forschungsbereiche zu alternativen Ansätzen in

nungen registriert. Im Rahmen ihres Extra Budge-

der Erdbebengefährdungs-Berechnung beschäfti-

tary Project on Seismic Safety of Existing Nuclear Po-

gen sich mit Simulationen, die nur auf der Geologie

wer Plants koordiniert die IAEA die Studie KARISMA

und pysikalischen Prozessen beruhen. Diese liefern

(KAshiwazaki-Kariwa Research Initiative for Seis-

wichtige Randbedingungen und neue Erkenntnisse

mic Margin Assessment). Mit diesem Projekt wird

für zukünftige Gefährdungsabschätzungen für

das Verhalten des im Baugrund tief eingebetteten

Kernanlagen inklusive geologischen Tiefenlagern.

Reaktorgebäudes von Block 7 und ausgewählter Einrichtungen analysiert. Dabei werden die Ergeb-

Ausblick

nisse von in der Praxis üblichen Modellrechnungen

Die Themenbereiche des 2013 zu Ende gehenden

mit den gemessenen Daten verglichen. Ferner erfol-

PRP werden weiterhin fachlich verfolgt. Danach

gen nichtlineare Tragfähigkeitsberechnungen mit

wird die Expertengruppe das ENSI zu Fragen

bis zur 6fachen Last des NCOE in 155 m Tiefe zur Er-

der Erdbebengefährdung beraten. Mit der neuen

mittlung der Auslegungsreserven des Reaktorge-

Ausrichtung der Forschungstätigkeit der Experten-

bäudes. Durch das Projekt können wertvolle Er-

gruppe Starkbeben werden nun die Fragestel-

kenntnisse über die vorhandene Erdbebensicherheit

lungen im Zusammenhang mit dem Sachplan-

bestehender Kernkraftwerke gewonnen werden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Das ENSI hatte seit 2010, zunächst gemeinsam mit

chen NCOE-Erregung. Es ergaben sich für diese

dem beauftragten Bauexperten Basler & Hofmann

Laststufe

AG (B&H), dann ab 2011 auch mit den Bauexper-

0,6% H (H = Bauwerkshöhe) entsprechend einer

ten Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH

standsicheren Struktur mit begrenztem Scha-

(SPI), Bochum, Deutschland als weiterem Partner

densbild (Grenzzustand B nach ASCE/SEI 43-05).

Stockwerksverschiebungen

bis

aktiv am Projekt KARISMA teilgenommen. Insgesamt hatten 28 Fachteams aus 11 Ländern (aus Europa, USA, Kanada, Japan und Südkorea) Berech-

Abbildung 10:

nungen durchgeführt und ins Projekt eingegeben.

Ermittlung der «Performance Points» unter 6-facher Erdbebenlast NCOE bei –155 m, mit Berücksichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung, x-Richtung (links), y-Richtung (rechts). Quelle: SPI

Das Team ENSI/SPI/B&H beteiligte sich an diesem Projekt (Teil Bauwerksverhalten) auch deshalb, um Zugang zur umfangreichen und wertvollen Datengrundlage und zu den Analysen anderer Organisationen zu erhalten. Zudem soll der internationale Erfahrungsaustausch gefördert werden.

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung Im Berichtjahr erfolgten die Ermittlung der Tragwerksreserven des Reaktorgebäudes mittels nichtlinearer dynamischer Berechnungen bei stufenweiser Steigerung der Erdbebenlast bis zum sechsfachen der Beschleunigung am Bezugshorizont –155 m durch den Bauexperten SPI sowie die Erstellung des Schlussberichtes des Teams ENSI/SPI/B&H. Bei den dynamischen Strukturberechnungen wurden die fol-

Abbildung 11:

genden Berechnungsergebnisse ermittelt: Statisch-nichtlineare

Max. Stahldehnungen der Aussenwände Achsen RA (links) und RG (rechts) in ‰ unter 6facher Erdbebenlast NCOE bei -155 m. Quelle: SPI

Last-Verformungs-Kurven

(Pushover-Kurven) bei Annahme einer Festeinspannung des Reaktorgebäudes und bei Berücksichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung. ADRS (Acceleration Displacement Response Spectra), Kapazitätsspektren (capacity curves) und «Performance Points» bei Annahme einer Festeinspannung des Reaktorgebäudes und bei Berücksichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung, siehe Beispiel in Abbildung 10. Die «Performance Points» ergeben sich iterativ als Schnittpunkte des aus einer nichtlinearen Pushover-Berechnung abgeleiteten Kapazitätsspektrum mit dem nichtlinearen ADRS gleicher Duktilität μ. Ermittlung des Grenzzustandes der Tragfähigkeit des Reaktorgebäudes («Margin Determination»), dabei Steigerung der Erdbebenlast bis zum 6-fachen des auf die Tiefe –155 m umgerechneten Signals des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE). Abbildung 11 zeigt beispielhaft hierfür Stahldehnungen zweier Aussenwände des Reaktorgebäudes für diese Laststufe, die tolerierbare Werte aufweisen. Ermittlung der relativen Stockwerksverschiebungen als Schädigungsindikatoren bis zur 6-fa-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Ermittlung der sog. HCLPF-Werte (High Confidence of Low Probability of Failure). Für die Ge-

1.3.5 PLATEX – Plattform Extremereignisse: Studie zur Hochwassergefährdung

samtstandsicherheit des Reaktorgebäudes ergab sich ein HCLPF-Wert von 2,2 g bezogen auf die

ENSI-Projektbegleiter: Ralph Schulz

Erregung am Fels bei –155 m entsprechend etwa der 3-fachen NCOE-Erregung.

Einleitung Mit dem Ziel, kohärente Grundlagen im Bereich der

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Naturgefahren zur Beurteilung der Risiken für Bau-

Das ENSI sieht vor allem den folgenden Nutzen des

zustellen, wurde im Jahr 2012 ein Koordinations-

Projekts für die nukleare Sicherheit:

gremium für Naturgefahren initiiert. Mitglieder

ten, Anlagen und kritische Infrastrukturen bereit-

Überblick zum Stand der Wissenschaft und Tech-

dieser «Plattform Extremereignisse» (PLATEX) sind

nik für die Erdbebenberechnungen von Kernan-

zurzeit das Bundesamt für Umwelt (BAFU), das

lagen mit tiefer Einbettung im Baugrund, inklu-

Bundesamt für Energie (BFE), die MeteoSchweiz

sive der Validierung der Berechnungsmodelle auf

sowie das ENSI.

der Basis umfangreicher Aufzeichnungsdaten

Es wurde entschieden, dass sich PLATEX zunächst

realer Starkbeben.

mit Fragen der Hochwassergefährdung befassen

Aufbau von Kenntnissen bezüglich neuer nichtli-

wird. Geplant ist insbesondere die Erstellung einer

nearer Berechnungsmethoden auf dem Gebiet

umfassenden Studie zur Festlegung der relevanten

der Boden-Bauwerks-Interaktion; dies ist insbe-

Gefährdungsannahmen

sondere wichtig im Hinblick auf die Untersu-

entlang der Aare unterhalb des Thunersees. Für das

chungen an bestehenden Bauwerken infolge der

ENSI sind dabei mögliche neue Erkenntnisse im Zu-

aktualisierten Erdbebengefährdung (Projekt PE-

sammenhang mit der Überflutungsgefährdung an

GASOS bzw. PEGASOS Refinement).

den Standorten der Schweizer Kernkraftwerke von

Möglichkeit einer besseren Abschätzung von

besonderem Interesse. Zur Erstellung der Studie ist

Versagensgrenzen bzw. vorhandenen Tragreser-

ein breiter Einbezug der Fachwelt vorgesehen.

für

Extremhochwasser

ven, da die Anlage Kashiwazaki-Kariwa teilweise sprucht wurde. Eine verfeinerte Analyse von Ver-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

letzbarkeitsfunktionen wird ermöglicht.

Im Berichtjahr stand die Koordination bzw. Organi-

Teilnahme an einer internationalen Plattform für

sation und Abstimmung der Inhalte der geplanten

den Erfahrungsaustausch bei Fragen zur Erdbe-

Studie im Vordergrund. Durchgeführte Arbeiten

benbemessung.

waren:

bis zum Niveau der Bemessungsgrenzen bean-

Erstellung des PLATEX-Pflichtenhefts

Ausblick

Entwurf der Projektorganisation und der ge-

Das Projekt KARISMA wurde 2012 mit Abgabe der

nauen Inhalte der Hochwasserstudie

Schlussberichte der Teilnehmer beendet. Es wird

Entwurf der detaillierten Ausschreibungsunter-

seitens der IAEA noch ein Gesamtbericht erstellt,

lagen

der voraussichtlich 2013 vorgelegt werden wird.

Diskussion eventuell erforderlicher Vorstudien

Eine Weiterführung bzw. ein Folgevorhaben des

Derzeit ist geplant, die Studien zur Hochwasserge-

Projektes KARISMA ist nicht zu erwarten. Es ist

fährdung in mehreren Teilprojekten durchzufüh-

noch offen, ob die IAEA ein abschliessendes Mee-

ren, wobei für jedes dieser Teilprojekte ein Exper-

ting mit den Teilnehmern veranstalten wird. Das

tenteam tätig sein soll. Untersucht werden

Team ENSI/B&H/SPI wird seine Arbeiten zum Projekt

voraussichtlich Hochwasserstatistiken inklusive hi-

KARISMA auf der 22. SMiRT-Konferenz im August

storische Hochwasser sowie Fragen der Hydrologie,

2013 in San Francisco vorstellen.

der Grossraumhydraulik und des Feststofftransports. Verklausungen und das Versagen wasserbaulicher Einrichtungen sollen ebenfalls betrachtet werden. Die Resultate der verschiedenen Untersuchungen sollen anschliessend zur Ermittlung der Gefährdung eines Standorts aggregiert werden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Störfalls negativ beeinflussen können, weniger gut

Wie aktuelle probabilistische Sicherheitsanalysen

werden daher im Projekt HRA systematisch identifi-

(PSA) zeigen, liefern extreme Hochwasser einen

ziert und quantifiziert. Zweiter Schwerpunkt im Be-

nicht vernachlässigbaren Anteil am nuklearen Ri-

reich «Menschliche Faktoren» ist der Einfluss der

siko der schweizerischen Kernkraftwerke. Aus

Kontrollraumgestaltung auf die Leistung der Opera-

Sicht des ENSI wurde im internationalen Vergleich

teure (Human-System Interface).

erforscht. Diese so genannten Errors of Commission

bereits ein hoher Stand der Technik bei der Analyse der Hochwassergefährdung der schweizerischen Kernkraftwerke erreicht. Verfeinerungen dieser

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

Analysen sind möglich, bedingen aber weitere Forschungsarbeiten. Ein verbesserter Kenntnisstand

Auftragnehmer: Halden Reactor Project,

ermöglicht generell eine genauere Abschätzung

Norwegen

der Anlagerisiken durch Überflutung und trägt

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder

auch zu einer Optimierung gegebenenfalls erfor-

Bericht der Forscher im Anhang A

derlicher Nachrüstmassnahmen bei.

Einleitung Ausblick

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt die

Es ist geplant, im Jahr 2013 eine Vorstudie zu histo-

zwei Stossrichtungen Brennstoff- und Materialver-

rischen Hochwassern zu starten, deren Ergebnisse

halten und Mensch-Technik-Organisation. Einlei-

in das PLATEX-Projekt einfliessen sollen. Gegen-

tende, allgemeine Bemerkungen zum HRP finden

stand dieser Vorstudie soll die Rekonstruktion und

sich im Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem die Resul-

Quantifizierung der grössten vorinstrumentellen

tate aus dem Bereich Brennstoff- und Materialver-

Spitzenabflüsse der Aare einschliesslich ihrer wich-

halten zusammengefasst sind.

tigsten Zubringer sein; dabei wird der Abschnitt

Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch-Tech-

vom Thunersee bis zur Mündung in den Rhein be-

nik-Organisation (MTO) umfassen hauptsächlich

trachtet.

Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit bzw. Leis-

Parallel zur Vorstudie soll das Gesamtprojekt zur

tungsfähigkeit, die Konzeption und Bewertung

Hochwassergefährdung in Abstimmung mit den

von Schnittstellen zwischen Mensch und tech-

Projektpartnern inhaltlich und organisatorisch wei-

nischen Systemen (Human-System Interface HSI),

ter konkretisiert und anschliessend in Auftrag

elektronische Visualisierungs-Instrumente sowie

gegeben werden. Inwieweit 2013 bereits mit den

die Verlässlichkeit von Computer-Software. Diese

wissenschaftlichen Arbeiten in den Teilprojekten

Themen spielen eine wichtige Rolle für den si-

begonnen werden kann, ist derzeit noch offen.

cheren Betrieb bestehender Kernanlagen, für die Modernisierung von Kontrollräumen und digitalen

1.4 Menschliche Faktoren

Systemen sowie für die Auslegung zukünftiger Kernkraftwerke.

derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher

Von den Arbeiten des Jahres 2012 werden die fol-

Handlungen im Rahmen der probabilistischen Si-

genden, teils wegen Bezug zur Schweiz, exempla-

cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfällen

risch herausgegriffen:

in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Bereich

Ein Ziel der aktuellen Forschung ist es, Methoden

umfasst vor allem zwei Schwerpunkte. Einerseits

für menschliche Zuverlässigkeitsanalysen bewerten

geht es um den Einfluss menschlicher Handlungen

zu können (Human Reliability Analysis HRA, siehe

auf Störfälle und deren Beherrschung. Dabei wird

auch das entsprechende PSI-Projekt in Kap. 1.4.2).

vor allem die Zuverlässigkeit des Operateurverhal-

Grundlage für die Bewertung sind Daten, die in Ex-

tens unter verschiedenen Bedingungen mit der so

perimenten mit Operateur-Teams unter simulierten

genannten Human Reliability Analysis (HRA) unter-

Notfallbedingungen im Halden Man-Machine La-

sucht. Während die versehentliche Unterlassung er-

boratory (HAMMLAB) gewonnen wurden. Seit

forderlicher Eingriffe relativ gut untersucht ist, sind

mehreren Jahren laufen Vergleichsstudien verschie-

fehlerhafte Handlungen, welche den Verlauf eines

dener HRA-Methoden mit empirischen Daten aus

Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

scher des Paul Scherrer Instituts PSI beteiligt sind.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Im Jahre 2012 wurde ein neuer Schwerpunkt un-

Die Studien im Bereich HRA dienen dazu, Analyse-

tersucht, nämlich wie die Forschergruppen einer-

methoden für Auslöser und Wahrscheinlichkeit von

seits die für Analysen notwendigen Szenarien pla-

menschlichem Versagen weiter zu verbessern. Die

nen und durchführen, und wie sie andererseits die

immer grösser werdende Abhängigkeit auch der

in den Versuchen ermittelten Daten auswerten.

nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerbasierten

Dieser Ansatz ist wichtig, um beurteilen zu können,

Systemen ist ein weiteres zentrales Forschungs-

inwiefern die Versuchsansätze und die Auswertung

thema im HRP. Die diesbezüglichen Arbeiten die-

die Ergebnisse beeinflussen können. Die ersten

nen dazu, die Zuverlässigkeit solcher Systeme wei-

Auswertungen zeigten Differenzen zwischen den

ter zu verbessern.

Forschergruppen, die zum Teil auf der Anwendung

Das Ziel im Bereich HSI-Design ist es, Stärken und

unterschiedlicher HRA-Methoden beruhen. Es lie-

Schwächen der Schnittstellen zwischen Mensch

gen aber noch keine abschliessenden Resultate vor,

und technischen Systemen zu bestimmen und Lö-

die Arbeiten laufen im Jahre 2013 weiter.

sungen zu deren Optimierung zu erarbeiten. Da-

Im Forschungsfeld Mensch-Maschine-Schnittstel-

raus folgen auch innovative Ansätze, wie Kontroll-

len (Human-Systems Interface HSI) wurden 2012

räume am benutzerfreundlichsten zu gestalten

unter

Informationssysteme

sind. Experimente zeigen, inwieweit die Einfüh-

getestet, die zum Beispiel dem Pickett-Ingenieur

rung neuer Technologien die Leistungsfähigkeit der

bereits ausserhalb des Kontrollraums Informatio-

Operateure in kritischen Situationen beeinflusst.

nen vermitteln sollen. Die beteiligten Tester beur-

Die Resultate liefern gleichzeitig erste Antworten

teilten diese Geräte in ersten Tests positiv in dem

auf die Frage, wie die Operateure in Zukunft ge-

Sinne, dass sie den Eindruck hatten, bei einem Stör-

schult werden sollen. Elektronische Visualisierungs-

fall schneller die Situation erfassen zu können. Al-

Instrumente, die mit virtueller Realität arbeiten,

lerdings stellen sich bei diesem Ansatz auch noch

können dazu beitragen, die Strahlenexposition bei

zahlreiche Fragen im Hinblick auf eine praktische

Arbeiten im Kernkraftwerk zu reduzieren.

Simulatortests, an denen massgeblich auch For-

anderem

portable

Anwendung. Neben Aspekten der Sicherung zählt dazu, ob mit solchen kleinen Geräten tatsächlich

Ausblick

die bei einem Störfall auflaufenden grossen Daten-

Die Arbeiten des Projekts im Bereich MTO liegen

mengen sinnvoll übermittelt werden können.

weitestgehend im Zeitplan. Lediglich ein Teilprojekt

Schliesslich hat das HRP unter dem Stichwort «Fu-

zur Modernisierung von Kontrollräumen ist verzö-

ture Operational Concepts» ein FutureLab einge-

gert, weil zu diesem Thema weniger Erfahrungen

richtet, in dem innovative HSI-Elemente für neue

aus früheren Modernisierungsprojekten zusam-

Reaktoren getestet werden können. Damit soll der

mengetragen werden konnten als ursprünglich

Kontakt zwischen Entwicklern und Anwendern

vermutet.

verbessert werden, sodass in kürzerer Zeit Proto-

Mit dem Jahr 2013 beginnt bereits die Planung für

typen überprüft werden können. Eine der ersten

die Projektphase 2015–2017. Das HRP hat wie ge-

getesteten Neuentwicklungen ist ein mit 65 Zoll

plant einen Berichtsentwurf für die längerfristige

sehr grosser berührungsempfindlicher Bildschirm

Perspektive erstellt, der nun als Basis für die weitere

(Touch Screen), an dem Arbeitsgruppen zum Bei-

Diskussion dienen soll. Insbesondere für den Be-

spiel bei Revisionen ihre Tätigkeiten planen und ab-

reich MTO wird dabei zu klären sein, ob das HRP in

stimmen können.

Zukunft auch Themen zu Ausserbetriebnahme und

Der Aspekt Revisionen war auch eines der Themen

Rückbau von Reaktoren behandeln soll. Voraus-

beim Workshop «Integrated Human System Inter-

sichtlich wird, wie vor der laufenden Phase, gegen

face (HSI) Concepts for Near Term Applications»,

Ende 2013 oder Anfang 2014 eine Veranstaltung

der im Mai 2012 in Halden durchgeführt wurde.

durchgeführt werden, bei der die Schweizer Betei-

Die dabei im HAMMLAB präsentierten Designs ent-

ligten ihre Anliegen für die kommenden Jahre zu-

sprachen in etwa denjenigen von derzeit verfüg-

sammen mit der HRP-Projektleitung erörtern kön-

baren neuen Kontrollräumen.

nen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.4.2 Human Reliability Analysis

der Methode wie geplant für ein drittes Schweizer Kernkraftwerk eine Pilotstudie durchgeführt.

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Sechs potentiell wichtige Szenarien mit plau-

ENSI-Projektbegleiter: Bernhard Reer

siblen EOC-Gelegenheiten wurden im PSA-Mo-

Bericht der Forscher in Anhang A

dell für interne Ereignisse identifiziert und analysiert. Es zeigte sich, dass auch die Einbeziehung

Einleitung

von mit kleiner Wahrscheinlichkeit zu erwar-

Mit der Human Reliability Analysis (HRA) wird der

tenden EOC zu einer Erhöhung der Kernscha-

Einfluss menschlicher Handlungen auf Störfälle in

denshäufigkeit im Prozentbereich führt. Die ver-

Kernkraftwerken untersucht. Die HRA analysiert

tieften Analysen mündeten in spezifischen

diese Handlungen und bewertet sie unter Berück-

Vorschlägen zur Verbesserung der Störfallvor-

sichtigung der entsprechenden Randbedingungen

schriften. Ferner erfolgte, basierend auf den vo-

wie zum Beispiel das für die Handlung zur Verfü-

rangegangenen EOC-Pilot-Studien, eine struktu-

gung stehende Zeitintervall, die Komplexität der

rierte Zusammenstellung von EOC-Typen, um die

Handlung, die Ausbildung der Operateure und de-

Datenbasis des Quantifizierungsmoduls der

ren Hilfsmittel (insbesondere Vorschriften).

CESA-Methode (CESA-Q) zu erweitern.

Das übergeordnete Ziel der Forschung im Bereich

Anwendung von Simulatorstudien: Den Schwer-

HRA ist die Reduktion der Unsicherheit bei der pro-

punkt dieses Teilprojekts bildet zunächst eine US-

babilistischen Bewertung von Operateurhand-

amerikanische Simulatorstudie, die dazu genutzt

lungen. Vor diesem Hintergrund bearbeitet das PSI

werden soll, verschiedene HRA-Methoden zu be-

im Rahmen des Forschungsprojektes folgende drei

werten. Im Berichtjahr erfolgte eine Auswertung

Hauptthemen:

der empirischen Daten zur Variabilität bei ver-

Errors of Commission (EOC): Es ist Stand der

schiedenen Anwendern der gleichen Methode.

Technik, mit der HRA Fehlerwahrscheinlichkeiten

In den meisten Analysen lag die Variabilität der

für Handlungen zu bestimmen, die während

ermittelten Fehlerwahrscheinlichkeiten inner-

eines Störfalls gefordert sind, aber unterlassen

halb einer Grössenordnung. Derzeit werden

werden. Hingegen fehlt ein etabliertes Verfahren

Empfehlungen erarbeitet, wie die Methoden zur

zur systematischen Identifizierung und Quantifi-

Reduzierung der Variabilität zwischen den Ar-

zierung von ungeplanten menschlichen Hand-

beitsgruppen verbessert werden können. In Zu-

lungen, welche den Verlauf eines Störfalls nega-

sammenarbeit mit internationalen Experten er-

tiv beeinflussen, den sogenannten EOC. In

folgte ferner eine Sichtung existierender Leitlinien

diesem Zusammenhang soll die vom PSI bereits

zur Sammlung HRA-relevanter Daten.

entwickelte Methode verfeinert und für Schwei-

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-

zer Kernkraftwerke angewendet werden.

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Im

Anwendung von Simulatorstudien: Es soll unter-

Berichtjahr wurde die Datenerfassung zu vorlie-

sucht werden, inwieweit Simulatorstudien für

genden Angaben des Verhaltens der Operateure

die Bewertung wie auch für die Verbesserung

nach Erdbebenereignissen fortgesetzt. Die ab-

der HRA-Methoden verwendet werden können.

schliessende Dokumentation wird in der ersten

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-

Hälfte des Jahres 2013 fertiggestellt.

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Die diesbezügliche internationale Erfahrung soll erfasst werden.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Ereignisse in Kernanlagen zeigen, dass uner-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

wünschte Handlungen, die den Störfallablauf ne-

Die Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr

können. EOC sind risikotechnisch bislang schwer

2012 lassen sich wie folgt zusammenfassen:

fassbar, da theoretisch sehr viele Möglichkeiten für

gativ beeinflussen, von grosser Bedeutung sein

EOC: Im Rahmen eines Vorgängerprojektes

unerwünschte Handlungen bestehen. Der Einfluss

wurde die so genannte «Commission Errors

nicht oder nur unvollständig ausgeführter Opera-

Search and Assessment» (CESA) Methode entwi-

teurhandlungen auf den Ablauf eines Störfalls wird

ckelt. Die Methode wurde bereits für zwei

schon heute erfolgreich in Risikoanalysen model-

Schweizer Kernkraftwerke im Rahmen einer Pi-

liert. EOC werden hingegen mangels etablierter

lotstudie angewendet. Im Berichtjahr wurde mit

Analysemethoden in den Risikomodellen für Kern-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

kraftwerke bislang kaum berücksichtigt. Mit der vom PSI entwickelten CESA-Methode können po-

1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe

tentielle EOC mit relevantem Einfluss auf die Störfallbeherrschung effizient identifiziert und quantifi-

Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage und

ziert werden. Das Projekt zielt darauf ab, die

im Containment ablaufenden Prozesse, ausgehend

Grundlagen zur EOC-Analyse weiter zu verbessern,

vom Normalbetrieb über Änderungen des Reaktor-

sodass eine realistischere Risikoanalyse ermöglicht

verhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit ablaufen

wird.

können, bis hin zu Kernschmelz-Unfällen. Für so-

In den Studien werden spezifische Vorschläge zur

genannte

Verbesserung der Störfallvorschriften identifiziert.

werden Computermodelle dieser Vorgänge erstellt

Diese Erkenntnisse unterstreichen das Potenzial zur

und mit Hilfe von Experimenten validiert. Sie die-

Risikominderung, welches sich aus einer umfas-

nen auch als Grundlage für die quantitative Ermitt-

senden EOC-HRA ergeben würde. Sie rechtfertigen

lung des Anlagenrisikos in probabilistischen Sicher-

daher weitere Forschung zur Ermittlung belast-

heitsanalysen. Zunehmend werden verschiedene

barer EOC-Wahrscheinlichkeiten. Die erfolgten

Modelle bzw. Rechenprogramme gekoppelt, um

methodischen Entwicklungsarbeiten zur Verbesse-

das Anlageverhalten umfassender simulieren zu

rung von CESA-Q und die vorliegende EOC-Pilot-

können. Das gilt insbesondere für das Zusammen-

Studie für ein drittes schweizerisches Kernkraft-

spiel der physikalischen Vorgänge, welche in der

werk werden deshalb als sehr positiv bewertet. Die

Reaktoranlage einerseits und dem umgebenden

Untersuchungen zur Nutzung von Simulatorstu-

Containment andererseits ablaufen.

deterministische

Sicherheitsanalysen

dien sowie zur Wirkung von Erdbeben auf die menschliche Zuverlässigkeit zielen darauf ab, die Unsicherheit der HRA-Methoden längerfristig zu reduzieren, was im Sinne einer Verbesserung der

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

Risikoanalyse sinnvoll ist. Das im HRA-Projekt erarbeitete Wissen steht dem

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

ENSI im Rahmen seiner Aufsichtstätigkeit zur Ver-

Bericht der Forscher in Anhang A

fügung. Seit 1999 liefern die PSI-Forscher Experti-

ENSI-Projektbegleiter: Torsten Krietsch,

sen zur Überprüfung von werkspezifischen HRA-

Andreas Gorzel

Studien.

Einleitung Ausblick

Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg-

Das Projekt hat sich aufgrund Personalmangels beim

reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und

PSI verzögert und wurde um ein halbes Jahr verlän-

dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge-

gert. Die Restarbeiten umfassen hauptsächlich:

setzt. Die Aufgabe des STARS-Projekts ist die Pflege

Dokumentationen der aktuellen EOC-Pilot-

und Weiterentwicklung von Methoden und Re-

Studie;

chenprogrammen für die Durchführung von deter-

Dokumentation der aktuellen Fassung (Benut-

ministischen Sicherheitsanalysen. Diese schliessen

zeranleitung und technische Grundlage) der

das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu

Quantifizierungsmethode CESA-Q;

auslegungsüberschreitenden Störfällen ein. Das

Zusammenstellung von Empfehlungen zur Redu-

STARS-Projekt ist zertifiziert gemäss ISO 9001:2008,

zierung der Variabilität von HRA-Methoden zwi-

eine Rezertifizierung ist für Mitte 2013 vorgesehen.

schen verschiedenen Benutzern; kungen von Erdbeben auf die menschliche Zu-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

verlässigkeit.

Brennstoffverhalten

Erstellung einer Wissensbasis bezüglich der Wir-

Zugleich wird über eine Fortsetzung des Projekts

Die Weiterentwicklung und Validierung des Brenn-

diskutiert werden.

stoffprogramms FALCON für die Simulation von Kühlmittelverlust-Störfällen

wurde

fortgesetzt.

Denn im Rahmen des OECD Halden Reactor Projects (siehe auch Kap. 1.1.1) wurde bei Versuchen, die das PSI mit FALCON vorausberechnet hatte, in der Abkühlphase ein deutlich höherer Brennstab-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Innendruck gemessen als erwartet. Dies deutet

Systemverhalten

darauf hin, dass der nicht-thermischen Spaltgas-

Die Modellierung der schweizerischen Kernanlagen

freisetzung aus dem Brennstoff bei Kühlmittelver-

mit dem Systemcode TRACE wurde erfolgreich fort-

lust-Störfällen eine bedeutendere Rolle zukommt

gesetzt. Dabei wurden methodische Neuentwick-

als bisher angenommen. Ein weiterer Schwerpunkt

lungen umgesetzt. Die Modelle wurden anhand ver-

war die Validierung von FALCON hinsichtlich Brenn-

schiedener

stabschäden bei Leistungsrampen. Anhand von

gehören Nachrechnungen für Transienten beste-

Versuchen aus dem Forschungsprojekt SCIP-II

hender Anlagen, Experimente an grosstechnischen

(siehe Kap. 1.1.3) zeigte sich, dass das am PSI ent-

Versuchsanlagen im Rahmen von Benchmark-Pro-

wickelte Modell zur Spaltgas-Freisetzung die Hüll-

grammen oder Vergleiche mit anderen Rechenpro-

rohrdehnung genauer berechnet als das FALCON-

grammen, deren Eignung bereits nachgewiesen ist.

Standardmodell. Das Modell zur Berechnung der

TRACE ist ein dem Stand von Wissenschaft und

Wahrscheinlichkeiten von Brennstabschäden lie-

Technik entsprechendes Programm für die Simula-

ferte allerdings sehr konservative Ergebnisse, in-

tion des Systemverhaltens von Leichtwasserreak-

dem es auch für intakt gebliebene Brennstäbe eine

toren. Die Validierung von TRACE ist notwendig für

sehr hohe Schadenswahrscheinlichkeit voraus-

dessen Anwendung bei Störfallanalysen. Dazu dient

sagte. Möglicherweise muss der Spannungsabbau

die Verwendung der Daten und die Mitarbeit bei in-

im Hüllrohr während des Versuchs stärker berück-

ternationalen Benchmarks zu den integralen PKL-2,

sichtigt werden.

OECD/NEA ROSA-2 und ATLAS-Experimenten. Be-

Methoden

validiert.

Dazu

rechnungen, bei denen den Modellierern zwar die Reaktorkern

Anfangs- und Randbedingungen der Experimente

Filmsieden ist eine Form der Verdampfung des

zugänglich sind, jedoch nicht die Ergebnisse, kommt

Kühlwassers bei sehr hohen Wärmestromdichten,

hierbei ein besonderes Gewicht zu. Neben den inte-

wie sie an der Brennstab-Oberfläche auftreten kön-

gralen Experimenten ist die Validierung von indivi-

nen. Dabei bildet sich ein durchgehender Dampf-

duellen komplexen Effekten, insbesondere bei Zwei-

film, der eine starke wärmeisolierende Wirkung

phasen-Verhalten, wesentlich. Hervorzuheben sind

hat. In der Folge kann die Temperatur der Hüllrohre

die Ergebnisse der Simulationen von kleinen Kühl-

auf sehr hohe Werte steigen und zu deren Schädi-

mittel-Verluststörfällen an den ROSA- und PKL-Ver-

gung führen. Die Modellierung eines OECD-Ver-

suchsständen sowie die Anwendung von TRACE auf

gleichstests (Benchmark) für die Bestimmung der

die Aufschäumexperimente bei Toshiba und General

kritischen Wärmestromdichte mit Hilfe von Unter-

Electrics.

kanal-Analysemethoden

abgeschlossen.

Weitere Schwerpunkte der Entwicklungen liegen in

Das Einsetzen des (zu vermeidenden) Filmsiedens

den Bereichen Multiphysik und Unsicherheitsanaly-

konnte mit leichter Konservativität berechnet wer-

sen. Auf der Basis eines adaptiven Zeitschritt-Algo-

den.

rithmus wurden verbesserte zeitliche Kopplungen

Das Monte Carlo Programm SERPENT wurde einge-

der Thermohydraulik des Reaktors und des Primär-

führt. Es zeigte sich als geeignet für die Erzeugung

kreislaufs (TRACE) mit der dreidimensionalen Kinetik

der nuklearen Datenbank, auf die das Reaktorkern-

des Reaktorkerns (S3K) erreicht. Es wird vom ENSI

Simulationsprogramm zurückgreift. Das determini-

begrüsst, dass die Anwendungen und Kenntnisse

stische Brennstabgitter-Programm CASMO-5M soll

zur Unsicherheitsanalyse erhalten und ausgebaut

dennoch der Standard bleiben. Die Validierung des

werden.

Programms SIMULATE-3K für SWR-Stabilitätsana-

Die gemeinsame Nutzung des Systemcodes TRACE

lysen wurde anhand eines älteren Stabilitätstests

durch das PSI (STARS) und das ENSI befähigt auch

(7. Brennstoffzyklus im Kernkraftwerk Leibstadt

das ENSI, eigene Transientenanalysen durchzufüh-

KKL) fortgesetzt. Es zeigte sich, dass neben dem

ren. Dies ist eine wichtige Grundlage für die Nut-

globalen auch das regionale Schwingungsverhal-

zung deterministischer Analysemethoden am ENSI.

ten eines Reaktorkerns gut simuliert werden kann.

Die vom PSI durchgeführten Entwicklungen und Va-

Die Fortpflanzung von Unsicherheiten in der deter-

lidierungen sind unabhängig von den eigenen, sehr

ministischen Reaktorauslegung wurde untersucht.

praxisorientierten Entwicklungen des ENSI und bil-

In einem OECD-Benchmark konnte gezeigt wer-

den eine Basis für die weitere Zusammenarbeit im

den, welche nuklearen Wirkungsquerschnitte die

Bereich der Sicherheitsanalysen. STARS bietet darü-

wesentlichen Beiträge zur Unsicherheit der berech-

ber hinaus Unterstützung im Bereich der Transien-

neten Reaktivität liefern.

tenanalysen und schult die Fachspezialisten des ENSI

wurde

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

zur Weiterentwicklung der Input-Decks (spezifische

oder Vorkommnissen. Die dazu notwendigen Ar-

Eingabedateien für jede Anlage) und bei der Arbeit

beiten umfassen Forschungstätigkeiten zur Weiter-

mit TRACE.

entwicklung der eingesetzten Programme. Hinzu kommen unabhängige Sicherheitsanalysen auf An-

Sicherheitsanalysen

forderung des ENSI aus seiner Aufsichtstätigkeit

Das Forschungsprojekt legt die Basis für eigene detail-

heraus (On-Call).

lierte und unabhängige Sicherheitsanalysen zu Frage-

Dank der Kapazität der Projektgruppe STARS kön-

stellungen aus der Aufsichtstätigkeit. Im Berichtszeit-

nen stationäre und transiente neutronenphysika-

raum wurden im Rahmen eines Freigabeverfahrens

lische und thermohydraulische Berechnungen für

für einen stark weiterentwickelten SWR-Brennele-

Systeme, Reaktorkerne und andere Konfigurati-

menttyp die Abschaltsicherheit und die nukleare Zy-

onen wie Lager oder Behälter durchgeführt wer-

klusauslegung bewertet. Ausserdem wurden die Aus-

den. Damit kann das ENSI im Rahmen seiner Auf-

wirkungen

sicht über die schweizerischen Kernkraftwerke

dieses

Brennelementtyps

auf

das

Stabilitätsverhalten des Reaktorkerns untersucht.

sowohl die Einhaltung des gestaffelten Sicherheits-

Die im Jahr 1999 im KKL vorgekommene Transiente

konzepts als auch die Wirksamkeit (Integrität) der

mit Turbinenschnellschluss wurde mit Hilfe von

mehrfachen Barrieren fundiert beurteilen.

TRACE modelliert. Eine erste Entwicklungsphase zur

Der Erhalt der Kompetenz im Umgang mit den

Erweiterung des zugehörigen Input-Decks für das

TRACE-Anlagemodellen der schweizerischen Kern-

KKL wurde abgeschlossen. Mit dem verwendeten

kraftwerke und den durchzuführenden Rech-

Punktkinetik-Modell wurde eine Möglichkeit für ap-

nungen im Bereich Anlageverhalten betrifft direkt

proximative Berechnungen mit TRACE im Vergleich

die Aufsichtstätigkeit des ENSI. Die kontinuierliche

zu den relevanten Messungen während des Vor-

Arbeit an den Modellen und die ständige Verbesse-

kommnisses geschaffen. Weitere Untersuchungen

rung und Validierung der Eingabedaten sieht das

zur Anpassung des zeitabhängigen Druckverlaufes

ENSI als wichtig an, um die komplexen Neuanaly-

wurden durchgeführt. Ein Input-Deck des Reaktor-

sen bei Anlageänderungen im Rahmen der Auf-

kerns des KKL für die Kopplung der Programme

sichtstätigkeit bewerten zu können.

TRACE und S3K wurde entwickelt und geprüft. Dieses wird zu einem 648-Kanal-Modell ausgebaut und

Ausblick

soll dann für umfangreiche Entwicklungs- und Vali-

Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand

dierungsaktivitäten herangezogen werden, welche

von Wissenschaft und Technik entsprechende Me-

auch die weitere Bewertung des zeitlichen und

thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle Aufga-

räumlichen Verhaltens der Schnittstelle zwischen

ben zum weiteren sicheren Betrieb der Kernkraft-

beiden Programmen beinhalten werden.

werke in der Schweiz bearbeiten zu können. Dazu

Mit dem Projekt YUMOD erneuert das KKL die Um-

sind weitere Qualifizierungen und Validierungen

wälzschleifen und -pumpen am Reaktor inklusive

der Methoden durch Teilnahme an internationalen

deren Steuerung. Die dazu vom ENSI in Auftrag ge-

Forschungsprogrammen und die Mitarbeit in inter-

gebenen Überprüfungsarbeiten sind besonders

nationalen Expertengruppen unerlässlich.

wichtig für die Aufsichtstätigkeit des ENSI bis über

Die Bearbeitung von On-Calls des ENSI soll mit der

das Jahr 2013 hinaus. Das ENSI wird im Rahmen des

erreichten Qualität und Quantität fortgesetzt wer-

Freigabeverfahrens zahlreiche neue Störfallanalysen

den. Für das Jahr 2013 soll die Aktualisierung der

zu bewerten haben. In diesem Rahmen soll STARS

Kernfolgerechnungen für die schweizerischen An-

auch das vom ENSI verwendete Input-Deck des KKL

lagen weitergeführt werden. Zur Modellierung des

weiterentwickeln. Mit der Modellierung der Um-

Brennstoffverhaltens bei Kühlmittelverlust-Störfäl-

wälzschleife wurde bereits begonnen.

len ist der Start einer Doktorarbeit geplant. Alle schweizerischen Kernkraftwerke sind ange-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

halten, ihre Störfallanalysen in den kommenden

STARS stellt mit seinen Methoden und seinem

passen, was zu zahlreichen Analysen führen wird.

hochqualifizierten Personal ein technisches Zen-

Dafür liegen dem ENSI umfangreiche Konzepte

trum für die Durchführung von Sicherheitsanalysen

vor. Das ENSI wird bei der Prüfung und Bewertung

für Leichtwasserreaktoren dar. Das Projekt unter-

der Neuanalysen durch die STARS-Projektgruppe

stützt das ENSI bei seinen sicherheitstechnischen

unterstützt werden.

Jahren neu an das schweizerische Regelwerk anzu-

Bewertungen, z. B. hinsichtlich Anlageänderungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen

THIC wurde das am PSI durchgeführte Experiment PANDA ISP-42 ausgewählt. PANDA ist eine Grossversuchsanlage, gebaut und betrieben am PSI, um passive Containmentvorgänge mit Rückkopplung an den Primärkreislauf zu untersuchen. Die Ergeb-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

nisse der Benchmark-Rechnungen der verschie-

ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle

denen PANDA-Experimente mit GOTHIC und

Bericht der Forscher in Anhang A

TRACE zeigen die Möglichkeiten und Limitierungen der beiden Rechencodes auf.

Einleitung

Die Kopplung zwischen TRACE und GOTHIC wurde

Das ursprüngliche Ziel des Projektes PASSPORT war,

implementiert. Diese basiert auf dem Austausch

das Verhalten und die Wirksamkeit von passiven Si-

von Masse und Energie an der Schnittstelle der Be-

cherheitssystemen zu untersuchen. Diese passiven

rechnungsgebiete von TRACE und GOTHIC. Die

Systeme funktionieren allein auf der Grundlage

Kopplung erlaubt, dass im Modell Zweiphasenströ-

einfacher physikalischer Gesetzmässigkeiten wie

mungen und nicht-kondensierbare Gase von einem

der Schwerkraft. Daher gelten sie als zuverlässiger

Berechnungsbiet in das andere fliessen können. Je-

im Vergleich zu aktiv betriebenen Komponenten

der Rechencode behandelt die Kopplung als varia-

wie beispielsweise Pumpen. Die Besonderheit ge-

ble Randbedingung. Über diese erfolgt der konti-

genüber den aktiven Sicherheitssystemen zur Be-

nuierliche Datenaustausch, basierend auf den

herrschung von Auslegungsstörfällen besteht in ei-

Rechenergebnissen des jeweiligen Codes.

ner wesentlich stärkeren Kopplung der Vorgänge hälter (Containment). Die thermohydraulischen

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Abläufe im Primärkreislauf können gut mit eindi-

Das Projekt liefert einen Beitrag zur Bewertung von

mensionalen Rechenprogrammen (sogenannten

Vorgängen im Containment, beispielsweise wäh-

Systemcodes) berechnet werden; hingegen wer-

rend eines Störfalls mit Verlust von Kühlmittel. Vor-

den die dreidimensionalen Vorgänge im Contain-

gelagert ist die Entwicklung einer engen Kopplung

ment mit eindimensionalen Rechenprogrammen

zwischen dem Systemcode TRACE und dem Con-

nur unzureichend wiedergegeben. Dafür liefern

tainmentcode GOTHIC. Beide Rechenprogramme

die dem Stand der Technik entsprechenden 3D-Re-

entsprechen dem Stand der Technik, womit das

chenprogramme gute Ergebnisse, diese sind aber

ENSI wie auch das PSI weitere Kompetenzen auf-

wiederum nicht geeignet für die Berechnung der

bauen können, um unabhängige sicherheitstech-

Vorgänge im Primärkreislauf.

nische Bewertungen von Störfällen für die beste-

Aufgrund der sistierten Neubauprojekte wurde be-

henden Kernkraftwerke vornehmen zu können.

im Primärkreislauf mit Prozessen im Sicherheitsbe-

schlossen, die Anwendungsbasis so auszurichten, dass das Projekt den Fokus auf Containmentvor-

Ausblick

gängen bestehender Reaktoren hat. Dies beinhal-

Die Verifikation und Validierung der entwickelten

tet die auch zuvor schon geplante Entwicklung der

Kopplung soll abgeschlossen werden. Um eine ob-

Methodik einer engen Kopplung des Thermohy-

jektive Bewertung des Mehrwerts der Kopplung zu

draulik-Codes des Reaktors (TRACE) und des Con-

erhalten, werden die PANDA-Experimente ISP-42

tainments (GOTHIC). Diese Kopplung entspricht

als «stand-alone» mit TRACE und GOTHIC berech-

dem Stand der Technik und ist die Ausgangsbasis,

net und anschliessend mit den Ergebnissen der ge-

um mögliche Störfallszenarien in den heutigen

koppelten Rechnung verglichen. Als letzter Schritt

Kernkraftwerken besser analysieren zu können.

erfolgt die Anwendung einer gekoppelten Rechnung zwischen Primärkreislauf und Containment

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

anhand eines postulierten Kühlmittelverlust-Stör-

Im laufenden Berichtszeitraum wurde die Literatur-

beeinflusst der Containmentdruck die Leckage aus

studie über passive Sicherheitssysteme und den

dem Primärkreislauf. Weiterhin können durch die

dazu vorhandenen Experimenten (Benchmarks),

detaillierte

welche für die Validierung von TRACE und GOTHIC

Sumpfes (unterer Teil des Containments, in dem

geeignet sind, abgeschlossen. Als Ausgangspunkt

sich bei einem Störfall Kühlwasser ansammeln

für die Entwicklung der Modelle in TRACE und GO-

kann) mit GOTHIC lokale Temperaturen und die an-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

falls in der späten Druckentlastungsphase. In dieser

Modellierung

des

Containment-

fallende Kondensatmenge im Sumpf berechnet

Diese Methoden haben den grossen Vorteil, dass

werden.

sie nur unwesentlich in das Experiment eingreifen. Es wurden zwei Infrarotkameras neu angeschafft,

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

welche diese beiden Parameter gleichzeitig zweidimensional messen können, und an der ETH Zürich getestet. Die Schichtdickenmessung basiert vornehmlich auf dem Effekt der Absorption im nahen

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Infrarotbereich (Near InfraRed NIR), während die

ENSI-Projektbegleiter: Werner Barten

Temperaturmessung den mittleren Infrarotbereich

Bericht der Forscher in Anhang A

verwendet. Die Schichtdickenmessung wurde durch Vergleich mit Widerstandsmessungen aufge-

Einleitung

klebter Maschensensoren kalibriert. Die optischen

Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scherrer

Messtechniken wurden unter Normaldruck und

Instituts werden Experimente zur Thermohydraulik

-temperatur auf Strömungen in Form von Rinn-

des Sicherheitsbehälters (Containment) mit hoher

salen (rivulets) als auch für Flüssigkeitsfilme mit

Genauigkeit und Auflösung durchgeführt und mit

wellenförmigen Oberflächen (wavy flow) ange-

Rechenprogrammen simuliert. Im Projekt LINX wird

wandt. Es zeigte sich, dass das Strömungsverhalten

das dynamische Verhalten von dünnen Flüssigkeits-

wie erwartet sehr stark von der Oberflächenbe-

filmen auf einer beheizten vertikalen Oberfläche in

schaffenheit abhängt. Die weitere Validerung der

einer Wasserdampfatmosphäre untersucht. Darü-

Messmethoden erfolgt über Messungen der Dicke

ber hinaus werden die Auswirkungen des räumlich

des Flüssigkeitsfilms mittels kalter Neutronen an

und zeitlich veränderlichen Flüssigkeitsfilms auf die

der ICON-Anlage (Imaging with Cold Neutrons) des

Effizienz des Wärmeübergangs betrachtet. Dazu

PSI.

werden Versuche in einem Druckbehälter durchge-

Die sorgfältigen Tests und Vorbereitungen der Ap-

führt, der auf 10 bar ausgelegt ist. Aus den gemes-

paraturen und Messinstrumente sind Vorausset-

senen Daten soll ein verbessertes physikalisches

zungen für die kommende Messkampagne im

Modell für Simulationsprogramme des Sicherheits-

Druckbehälter unter hochpräzisen Randbedin-

behälters (Containment-Codes wie ASTEC oder

gungen, z. B. für die Geometrie der Oberfläche und

GOTHIC) entwickelt werden. Neben dem ENSI för-

die Temperatur der vertikalen Platte sowie des Ge-

dert das französische Institut de Radioprotection et

samtmassenstroms des Flüssigkeitsfilms.

de Sûreté Nucléaire (IRSN) diese Arbeiten. Die ETH sammenhängende Doktorandenprogramm und

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

stellt einen Teil der experimentellen Infrastruktur

Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor

für spezifische Messungen zur Verfügung. LINX ist

können auf den Oberflächen des Containments

Teil des in diesem Jahr neu lancierten Programms

Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an-

«Containment Safety» am PSI.

schliessend wieder verdampfen. Diese physika-

Zürich beaufsichtigt das mit dem Projekt LINX zu-

lischen Phänomene sind relevant für die Sicherheit

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem den

Der Doktorand hat in seinem zweiten Jahr am Auf-

die Verteilung und den Transport der Gase (Luft,

bau der Experimente gearbeitet. Die Konzepte der

Dampf, Wasserstoff) und der Radioisotope inner-

Regel- und Messtechnik für die hochpräzisen Mes-

halb der verschiedenen Abschnitte im Contain-

sungen von Temperatur, Schichtdicke und Wasser-

ment. Der Druck, die Temperatur und die Gasver-

fluss auf einer ebenen vertikalen Platte im Druckbe-

teilung sind entscheidend für die Beurteilung der

hälter sind erstellt. Die Apparaturen werden derzeit

Integrität des Containments und eine allfällige Frei-

schrittweise in Gang gesetzt und für den Einbau in

setzung von radioaktiven Stoffen (Quellterm).

den Druckbehälter vorbereitet. Die vertikale Platte

Derzeit sind die mit der Wärme- und Massenbilanz

ist konstruiert und Teile davon wurden erstellt (Ab-

zusammenhängenden Prozesse in einem sich be-

bildung 12).

wegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in

Sowohl für die Messung der Temperatur als auch

den meisten Rechencodes für Leichtwasserreak-

der Dicke der Flüssigkeitsschicht werden innovative

toren nur unzureichend abgebildet. Dies betrifft

optische Methoden im Infrarotbereich verwendet.

neben den Codes wie ASTEC und GOTHIC, die ef-

Druck und die Temperatur im Containment sowie

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 12:

fektive Parameter und Korrelationen verwenden,

Dreidimensionale CAD-Darstellung (Computer-Aided Design) der vertikalen Platte innerhalb des 3,3 m hohen Druckbehälters (oben). Sie besteht aus neun untereinander vertauschbaren Blöcken, deren Temperatur individuell geregelt werden kann. Die Blöcke werden durch einen Rahmen gehalten und fest aneinander fixiert. Die Befestigung der Blöcke berücksichtigt deren thermische Ausdehnung. Der Druckbehälter (unten) hat verschiedene Zugangsmöglichkeiten und Beobachtungsfenster.

auch aktuelle Simulationsprogramme für die Fluiddynamik (Computational Fluid Dynamics CFD) und deren Behandlung der Filmdynamik. Das Hauptziel dieses Projektes ist ein verbessertes Verständnis der raum-zeitlichen Dynamik eines Flüssigkeitsfilmes. Dies beinhaltet die Kondensation, Bewegung und Wiederverdampfung an vertikalen Oberflächen. Mit den hochpräzisen Experimenten am PSI soll ein physikalisches Modell entwickelt werden, um es in Rechenprogrammen für Sicherheitsanalysen von Leichtwasserreaktoren, zum Beispiel für die Berechnung der ContainmentThermohydraulik, einsetzen zu können. Solche Programme werden national und international im Rahmen von thermohydraulischen Nachweisen für Sicherheitsbeurteilungen verwendet. Der fortgeschrittene ASTEC-Code soll dann in Zusammenarbeit mit der französischen IRSN vom Doktoranden als Referenz-Code zum Testen und Validieren der neuen Modelle verwendet werden. Die Projektzusammenarbeit trägt zur internationalen Vernetzung des PSI und des ENSI bei. Parallel zum ASTEC-Code wird der GOTHIC-Code am PSI verwendet werden.

15. International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) im Mai 2013

Ausblick

in Pisa präsentiert werden.

Die herausfordernden Aufgabenstellungen des

Das PSI wird die Messergebnisse zusätzlich zu AS-

zweiten Projektjahres mit den damit verbundenen

TEC auch für Anwendungen und Verbesserungen

experimentellen Vorbereitungen sowie den Tests

des Codes GOTHIC verwenden.

der Apparaturen und Messinstrumente am PSI und an der ETH Zürich wurden erfüllt. In den kommenden Monaten werden die Validierungen der Apparaturen und Messinstrumente abgeschlossen. Da-

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

rauf aufbauend sind längere Messkampagnen für einen ausgedehnten Bereich von Anfangs- und

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Randbedingungen im Druckbehälter vorgesehen.

ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker

Mit ihnen sollen der Flüssigkeitsfilm und seine Dy-

Bericht der Forscher in Anhang A

namik bei Bedingungen mit Kondensation und Wiederverdampfung

quantitativ

charakterisiert

Einleitung

und räumlich und zeitlich analysiert werden.

Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula-

Schliesslich sollen die derzeit limitierten ASTEC-

tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak-

Modelle für Kondensation und Wiederverdamp-

toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden Er-

fung unter Verwendung der gewonnenen Messre-

eignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substanzen

sultate verbessert werden. Der Doktorand wird

in die Umgebung ab. Das Programm wurde von

dazu am IRSN in die Verwendung des Codes ASTEC

den Sandia National Laboratories (SNL) für die ame-

eingewiesen werden.

rikanische Aufsichtsbehörde U.S.NRC entwickelt

Die Analyse der Messkampagnen wird dem Dokto-

und wird laufend den aktuellen Erkenntnissen der

randen die Möglichkeit zu wissenschaftlichen Ver-

Unfallforschung angepasst. In der Schweiz wird

öffentlichungen bieten. Als erste Veröffentlichung

MELCOR unter anderem vom ENSI und von einigen

wird die Technik der optischen Messung der Filmdi-

Betreibern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt.

cke im nahen Infrarotbereich in einem Beitrag zum

Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

ist die Oxidation der Brennstoff-Hüllrohre bei Luft-

nisse über den Verbrauch und die Freisetzung von

zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender

Stickstoff sowie die daraus resultierende Wärme-

Kühlung abgedeckt werden. Sauerstoffeinbruch

entwicklung in den verschiedenen Phasen der

kann die Zerstörung des Kerns beschleunigen und

Brandfortpflanzung. Der Nitrierungsprozess ist be-

die Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Der

deutend und ist in den bisherigen Oxidationsmo-

Aufheiz- und Oxidationsprozess soll mit MELCOR

dellen nicht hinreichend berücksichtigt.

realistisch berechnet werden können. reichen Bedingungen einen quasi-zyklischen Ver-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

lauf, indem durch die Reaktion mit Stickstoff Teile

Oxidation von Hüllrohren mit Luftzufuhr kann bei

der sich bildenden Oxidschicht wiederholt abbre-

Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szenario

chen. Die bestehenden Luft-Oxidationsmodelle bil-

Brennelemente im Reaktordruckbehälter, im Brenn-

den diesen Prozess nicht vollständig ab. Das PSI

stoff-Lagerbecken oder im Transportbehälter be-

entwickelte auf der Grundlage von Experimenten

treffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR-

am Karlsruher Institut für Technologie (KIT, früher

Programms und dessen Anpassung an neue Er-

Forschungszentrum Karlsruhe FZK) ein Modell,

kenntnisse aus der Unfallforschung zur Simulation

welches diesen Oxidationsverlauf beim gängigen

solcher Vorgänge verbessert die Risikoabschätzung

Hüllrohrmaterial Zircaloy-4 besser beschreibt. Mit

schwerer Unfälle im Rahmen von probabilistischen

diesem Projekt wird das Modell weiterentwickelt,

Sicherheitsanalysen (PSA) und Accident Manage-

anhand von Daten aus Experimenten verifiziert und

ment Massnahmen. Die Richtlinie ENSI-A05 (PSA:

schlussendlich in MELCOR implementiert. Das PSI

Umfang und Qualität) nennt MELCOR als einen der

ist im Rahmen der MELCOR-Weiterentwicklung

Rechencodes, die dem aktuellen Stand von Wissen-

auch an entsprechenden Versuchsprogrammen des

schaft und Technik entsprechen. Die Weiterentwick-

KIT und des OECD NEA Sandia Fuel Projects (SFP)

lung des auch vom ENSI genutzten Rechencodes

der SNL beteiligt.

MELCOR ist daher für die Aufsichtstätigkeit nützlich.

Typischerweise hat die Oxidation unter sauerstoff-

Das Projekt dient zudem der Erhaltung von Fach-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

wissen in der Schweiz. Das PSI verfolgt die Entwick-

Weiterentwicklung des Oxidationsmodells

grammen für schwere Unfälle und gibt sein Wissen

Das PSI-Modell wurde anhand von Daten aus ver-

den Schweizer Benutzern weiter.

lung von MELCOR und von anderen Rechenpro-

schiedenen internationalen Experimenten weiter validiert. Es zeigte sich, dass der Sauerstoffver-

Ausblick

brauch und die Oxidation in Luft- und Dampf-At-

Die MELCOR-Modellerweiterungen im Rahmen

mosphären gut im Modell abgebildet wurden. Da-

dieses Projekts werden helfen, Unfallsituationen

mit sind Bedingungen erfasst, wie sie bei einem

mit Lufteinbruch im Reaktordruckbehälter oder im

Unfall mit Lufteinbruch im Brennelement-Lagerbe-

BE-Lagerbecken besser zu simulieren und so das

cken wie auch im Reaktordruckbehälter auftreten

Programm als eine Grundlage für die PSA weiter zu

können. Das neue Modell ist jetzt in eine Versuchs-

verbessern.

version von MELCOR 1.8.6 implementiert und

Jüngste Experimente zeigen, dass Stickstoff einen

dient als Vorgabe für die Implementierung in der

grösseren Einfluss auf den Oxidationsprozess und

neuen Programmversion MELCOR 2.1 durch SNL.

den Temperaturverlauf hat als bisher angenommen. Das Abbrechen der Oxidschicht scheint emp-

Beteiligung am SFP-Projekt

findlich auf Zirkonium-Nitrid (ZrN) zu reagieren. Die

Das SFP-Projekt umfasst zwei Experimente mit ori-

Bildung von ZrN erfolgt unter Ausschluss von Sau-

ginalgetreuen Nachbildungen von Brennelementen

erstoff und ist besonders ausgeprägt bei voroxi-

(BE) für Druckwasserreaktoren. Die SFP-Versuchs-

dierten Hüllrohren. Der Einfluss der Nitrierung auf

daten und das SNL-Modell konnten mit dem in

die Temperaturerhöhung der Brennstäbe soll im

MELCOR implementierten Oxidationsmodell des

Rahmen eines Nachfolgeprojekts untersucht und

PSI verglichen werden. Das zweite Experiment im

als Erweiterung des Oxidationsmodells abgebildet

Juni 2012 simulierte den Zirkoniumbrand von BE

werden. Auch die weitere Beteiligung an den SFP-

mit grosser Wärmentwicklung im Lagerbecken,

Experimenten ist vorgesehen: Die U.S.NRC und SNL

d.h. die Oxidation bei ungenügender Kühlung und

planen weitere Versuche, diesmal mit Brennstäben

mit Luftzufuhr. Daraus ergaben sich neue Erkennt-

in Dampfatmosphäre (statt wie bisher in Luft).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

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

Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze zu kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbehälter (RDB) versagen und die Kernschmelze austreten.

Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule

Die MSWI-Projektarbeiten für die neue Forschungs-

(KTH), Stockholm

phase (2012–2016) lassen sich in folgende vier Be-

ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr

reiche einteilen:

Bericht der Forscher in Anhang A

Auswurf der Kernschmelze aus dem RDB (MEM) Kühlbarkeit einer Schmelzpartikelschüttung

Einleitung

(DECO)

Das Programm MSWI wird von der schwedischen

Auswirkungen von Dampfexplosionen (SEIM)

Königlich-Technischen Hochschule (KTH) in Stock-

Risikoevaluation und Synthese (RES)

holm durchgeführt. Neben dem ENSI fördern als

Das übergeordnete Projektziel ist die Entwicklung

weitere Partner die schwedische Sicherheitsbe-

einer Methodik zur risikoorientierten Unfallanalyse

hörde (SSM), schwedische Kernkraftwerksbetrei-

(ähnlich der probabilistischen Sicherheitsanalyse),

ber, das Nordic Nuclear Safety Research Program

mit der Gefährdungen der Containmentintegrität

(NKS) sowie die EU (SARNET-Programm) die Projekt-

quantifiziert werden können. Als Referenzanlage

arbeiten. Seit dem Beginn seiner Teilnahme am

wird ein prototypischer Siedewasserreaktor defi-

Programm (1996) kann das ENSI direkt auf alle er-

niert. Die wichtigsten Arbeiten im Jahre 2012 wa-

arbeiteten Resultate zugreifen und hat die Mög-

ren:

lichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen.

MEM (Melt Ejection Modes): Die Versagensart und der Versagenszeitpunkt des RDBs wurden unter-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

sucht. Dabei konzentrierte man sich auf die Füh-

Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungsar-

Guide Tubes IGT) und der Steuerstäbe sowie den

beiten bei der Untersuchung von Phänomenen,

RDB selbst. Bei zwei Szenarien mit unterschied-

welche bei einem schweren Unfall in einem Siede-

lichem Ausmass des Kernschadens (200 t Kern-

wasserreaktor (SWR) auftreten können. Bei schwe-

schmelze, 30 t Kernschmelze) wurde quantifiziert,

ren Unfällen kann der Reaktorkern wegen feh-

um wie viel sich der Versagenszeitpunkt durch eine

lender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge der

Druckentlastung von 60 bar auf 3 bar verschiebt.

rungsrohre der Instrumentierung (Instrumentation

Abbildung 13: Versuch zum Auftreffen von Schmelze auf eine Wasservorlage (links) und der Bildung einer Partikelschüttung in verschiedenen Wassertiefen (rechts). Quelle: KTH Stockholm.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Die Verzögerung beträgt demnach 25 bzw. 43 Mi-

zierung des Druckes in der Reaktorgrube und die

nuten. Die Versagensart änderte sich durch diese

Impulse auf die Wände der Reaktorgrube. In der

Druckentlastung nicht.

Studie wurden verschiedene Parameter an Schmelz-

In früheren Berichten war bereits beschrieben wor-

tropfen, der Durchmesser, mit der der Schmelz-

den, dass bei einem Schmelzepool von 1,9 m Tiefe

strahl aus dem RDB austritt (Jet-Durchmesser), und

ein mittig positioniertes IGT nicht verklemmt, da-

Wassertemperaturen variiert und analysiert. Aus

raufhin herausfällt und somit der RDB zuerst im Be-

den Resultaten geht hervor, dass der Druck in der

reich der IGT versagt. Für dieselbe Konfiguration

Reaktorgrube und der Impuls auf die Wände bei

wurde jetzt ein ganz aussen angeordnetes Füh-

grösseren Jet-Durchmessern grösser sind als bei

rungsrohr der Instrumentierung untersucht. Dabei

kleineren, es aber keine grosse Variation zwischen

zeigte sich, dass dieses Führungsrohr verklemmen

Jets mit 30 oder 40 cm Durchmesser gibt. Bei grös-

kann.

seren Tropfen ist die Masse an Schmelze im Wasser

DECO (Debris Coolability Map): Wenn die Kern-

grösser, womit auch höhere Drücke und Impulse

schmelze als Strahl aus dem RDB austritt und auf

erreicht werden.

eine Wasservorlage trifft, so wird der Strahl mit zumer weiter aufgetrennt (siehe auch Abbildung 13).

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Am Boden des Containments bildet sich daraufhin

Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom-

eine Schüttung aus Schmelzepartikeln. Für die Un-

plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen. Je

tersuchungen dieser Schüttbettbildung wurden

umfassender das Verständnis der Unfallphänomene

weitere Experimente durchgeführt, bei denen die

ist, desto präziser können diese modelliert werden.

Distanz zwischen Austritt der Schmelze und Was-

So liefern die Forschungsresultate beispielsweise Er-

seroberfläche variiert wurde. Bei einigen Experi-

kenntnisse darüber, mit welchen Methoden und Er-

menten liess man die Schmelze unterhalb der Was-

folgsaussichten die Kernschmelze vor oder nach

seroberfläche austreten. Im Vergleich zu den

einem Versagen des Reaktordruckbehälters gekühlt

Experimenten mit Austritt der Schmelze oberhalb

werden kann. Dadurch wird eine belastbarere Risi-

der Wasseroberfläche resultierten dabei grössere

koquantifizierung in der Stufe 2 von probabilis-

Schmelzpartikel und eine Änderung der Morpholo-

tischen Sicherheitsanalysen ermöglicht. Zugleich

gie.

liefert das Projekt Vergleichswerte für Betreiberan-

Bei den Untersuchungen zur räumlichen Verteilung

gaben. Zudem können die Unterlagen für die Be-

des Schmelzpartikel-Schüttbetts (particle debris

herrschung schwerer Unfallsituationen (Severe Ac-

spreading, PDS) zeigte sich, dass der Grossteil des

cident Management Guidelines SAMG) optimiert

Schüttbettvolumens nach der Ablagerung meist

werden. Insgesamt ermöglicht die Mitwirkung am

immobil ist. Durch später auftretende Strömungen

MSWI-Projekt dem ENSI den direkten Zugang zum

von Wasser und Dampf wird nur noch die oberste

aktuellen Stand des Wissens auf dem Gebiet der

Schicht der Schmelzpartikel verlagert. Die Mächtig-

Leichtwasserreaktor-Schwerunfallforschung (auch

keit dieser Schicht beträgt einige Partikeldurchmes-

über die Projektthemen hinaus).

nehmender Eintrittstiefe in die Wasservorlage im-

ser. Dieses Verhalten ist nicht abhängig von den Bedingungen des Experimentes (Grösse des Behälters,

Ausblick

Schmelzmasse), was die einfache Übertragung die-

Die geplanten Forschungsarbeiten an der KTH

ser Erkenntnisse auf die prototypischen Unfallbe-

kommen gut voran. Die Arbeiten an der KTH sind

dingungen erlaubt.

bislang insgesamt sehr zufriedenstellend verlaufen.

SEIM (Steam Explosion Impact Map): Dazu sollen

Für das nächste Jahr sind unter anderem folgende

unter anderem deterministische (Rechen-)Werk-

Arbeiten geplant:

zeuge entwickelt werden, mit denen die Bela-

RES: Definition der Referenzanlage «Nordic

stungen durch Dampfexplosionen kalkuliert wer-

BWR» inklusive der Kernschadenszustände so-

den können. Im Hinblick darauf sollen auch die

wie die Entwicklung der Risk Oriented Accident

Festigkeiten der für die Kühlbarkeit ausserhalb des

Analysis Methodology (ROAAM);

RDBs wichtigen Containmentstrukturen quantifi-

MEM: Entwicklung eines Ansatzes zum Vergleich

ziert werden. Die gegenwärtig durchgeführten Ar-

von Belastung und Kapazität des RDBs betref-

beiten befassen sich mit der Vorvermischungs- und

fend den Interaktionen zwischen RDB und

der Explosionsphase von Dampfexplosionen aus-

Schmelze, um Art und Zeitpunkt des RDB-Versa-

serhalb des RDB. Das Hauptziel sind die Quantifi-

gens zu quantifizieren;

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

DECO: Anwendung von Simulationsprogram-

Freigabe von Materialien aus kontrollierten Zonen

men für die Entwicklung vorläufiger Entschei-

und zur Überwachung der Abgaben radioaktiver

dungshilfen für die ROAAM;

Stoffe an die Umgebung.

SEIM: Quantifizierung der Belastungen durch

In der Radioanalytik werden chemische und physi-

Dampfexplosionen ausserhalb des RDBs und der

kalisch-chemische Untersuchungen in Verbindung

Festigkeiten der relevanten Containmentstruk-

mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten

turen.

radionuklidhaltigen Proben durchgeführt. Die Radioanalytik hat im Strahlenschutz einen hohen

1.6 Strahlenschutz

Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer neue Anforderungen aus der Praxis, denen mit Neuentwicklungen von Messmethoden und mit neuen Lö-

Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen

sungsansätzen begegnet werden muss. Beispiele

ein breites Spektrum anwendungsbezogener The-

sind Freimessungen von Schlämmen sowie Mes-

men. Sie reichen von der Überprüfung und Kali-

sungen von Umweltproben im Rahmen der Immis-

brierung von Messsystemen für ionisierende Strah-

sionsüberwachung oder von Proben zur Überwa-

lung und der von Helikoptern aus durchgeführten

chung der Inkorporation.

Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung

Für das ENSI führt die Sektion Messwesen Experti-

von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur Ent-

sen sowie Entwicklungs- und Forschungsarbeiten

wicklung neuer Analysemethoden für Radionu-

auf dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech-

klide. Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen

nik und der Radioanalytik durch.

Normen zur länderübergreifenden Harmonisierung der Strahlenschutz in der Schweiz auf dem Stand

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

der Technik gehalten und die Ausbildung von Nach-

Generische Strahlenschutzforschung

wuchskräften gefördert.

Im Berichtjahr wurde die Doktorarbeit zur Entwick-

im Strahlenschutz bei. Mit diesen Aktivitäten wird

lung eines Modells zur atmosphärischen Ausbrei-

1.6.1 Strahlenschutzforschung

tung von Radionukliden weitergeführt. Es wurden verstärkt die turbulenten Einströmbedingungen für

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

die Simulation von grossen Wirbeln untersucht. Zur

ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier

Überprüfung des Modells wurden drei gamma-

Bericht der Forscher in Anhang A

spektrometrische Messstationen an verschiedenen Orten auf dem PSI-Gelände in Betrieb genommen.

Einleitung

Diese Messstationen sollen die von den Beschleuni-

Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen-

geranlagen kontinuierlich im Rahmen der zuläs-

schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize-

sigen Grenzwerte an die Umgebung abgegeben

rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte

Positronenstrahler messen.

Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum

Im Rahmen der Erneuerung des Probenahmesys-

Aufgabengebiet der Sektion:

tems des Hochkamins Ost wurden die Gesamt-

das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie-

übertragungsraten von Aerosolpartikeln durch

und Inkorporationsmessstelle,

zwei auf diese Prüfung spezialisierte Firmen gemes-

die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-

sen. Die Messergebnisse der beiden Firmen zeigten

geräten,

eine gute Übereinstimmung. Zusätzlich analysierte

das Betreiben eines Radioanalytiklabors.

das PSI die Messdaten, indem es die gemessenen

Die Personendosimetrie, also die Messung der äus-

Penetrationen mit den Ergebnissen verschiedener

seren und inneren Strahlenexposition von Men-

Penetrationsmodelle verglich.

schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlen-

In der Schweiz existieren zwei Messnetze zur lau-

schutzes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe

fenden Überwachung der Dosisleistung, nämlich

technische Anforderungen an die Dosimetriestel-

NADAM (Netz für automatische Dosisalarmierung

len.

und -messung) der Nationalen Alarmzentrale und

Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmessge-

MADUK (Messnetz zur automatischen Dosisleis-

räten ist eine wichtige Voraussetzung zum Nach-

tungsüberwachung in der Umgebung der Kern-

weis der Einhaltung von gesetzlichen Grenzwerten.

kraftwerke) des ENSI. Im Rahmen eines Praktikums

Grosse Bedeutung haben auch die Messungen zur

wurden die Messwerte der NADAM- und MADUK-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Sonden sowie die Rohdaten der Aeroradiometrie

ionisierender Strahlung bildet dabei eine Spur, die

aus den Jahren 1994 bis 2012 im geographischen

später mikroskopisch ausgewertet wird.

Informationssystem ARCGIS und in einer Karte integriert. Zusätzlich wurden die Messdaten der

Praktische Strahlenschutzforschung

Ortsdosisleistung hinsichtlich jahreszeitlicher und

Die Gebiete um die Kernkraftwerke Beznau (KKB)

standortspezifischer Schwankungen untersucht.

und Leibstadt (KKL), das Paul Scherrer Institut (PSI)

Dabei zeigte sich, dass diese im Gebirge einen an-

und das Zwischenlager Würenlingen wurden auch

deren Jahresverlauf als im Flachland haben.

in diesem Jahr aeroradiometrisch ausgemessen.

Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor-

Zusätzlich wurden das Stadtgebiet Zürich, der Ran-

mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar-

gierbahnhof Spreitenbach und Gebiete am Lac

beitsgruppen WG14 und WG17 der International

Emosson, am Limmersee und Muttsee überflogen

Organization for Standardization ISO aktiv mit. Die

und ausgemessen. Auch wurde eine Transversale

WG14 hat mit der Neuerstellung von zwei ISO-Nor-

von Bischofszell (TG) zum Grand St. Bernard (VS)

men begonnen. Die eine behandelt die Raumluft-

aeroradiometrisch erfasst. Es konnten mit Aus-

überwachung am Arbeitsplatz und die andere die

nahme der Betriebsareale der Kernanlagen keine

Raum- und Fortluftüberwachung von Beschleuni-

erhöhten Messwerte registriert werden. Auf den

gern zur Herstellung von Radionukliden für die Po-

Betriebsarealen wurden die gesetzlichen Grenz-

sitronen-Emissionstomographie (PET). Die WG 17

werte eingehalten.

hat eine Revision der ISO 7503, einer Norm über

Im Jahr 2012 wurde die Charakterisierung der Neu-

die Messung und Beurteilung von Oberflächenkon-

tronen-Bestrahlungseinrichtungen

taminationen, beim ISO-Sekretariat als Entwurf

brierstelle fortgeführt und abgeschlossen. Das PSI

eingereicht. Die drei Monate dauernde Länderab-

hat mit Labortests und einem Feldtest ein neues ak-

stimmung begann am 23. September 2012. Die

tives Personen-Photonendosimeter für die Abtei-

Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeitsgrup-

lung Strahlenschutz und Sicherheit evaluiert. Zu-

pen von EURADOS (European Radiation Dosimetry

dem hat es mit dem Institut de Radiophysique (IRA)

Group) vertreten, die die Zusammenarbeit auf dem

unter der Leitung des Bundesamts für Metrologie

Gebiet der ionisierender Strahlung im europä-

(METAS) aktiv bei der Überführung der METAS-

ischen Raum fördert.

Weisungen zur Eichung von Strahlenmessmitteln in

Im Jahr 2012 nahm die Sektion Messwesen an Ver-

die am 1. Januar 2013 in Kraft tretende neue Ver-

gleichsmessungen im Bereich der Radioanalytik auf

ordnung für Strahlenmessmittel (StMmV) mitgear-

nationaler und internationaler Ebene teil. Bei allen

beitet.

Vergleichsmessungen liess sich eine gute Überein-

Es wurden Messungen und Überlegungen zur

stimmung der PSI-Resultate mit den Referenz-

möglichen Übernahme der Clearance-Werte aus

werten feststellen.

dem zukünftigen europäischen Regelwerk als neue

Beim Projekt «Anwendung der validierten ISOCS/

Freigrenzen in die schweizerische Strahlenschutz-

LABSOCS-Software für Dichte-, Summations- und

verordnung durchgeführt. Stoffe, Gegenstände

Geometrie-Korrekturen in der Gamma-Spektrome-

und Abfälle, deren Aktivitätskonzentrationen unter

trie» nahm die Gruppe Radioanalytik an Schu-

den Freigrenzen gemäss Strahlenschutzverordnung

lungen seitens der Firma Canberra teil. Zudem kali-

(Anhang 3, Spalte 9) liegen, fallen nicht in den Gel-

brierte sie ein charakterisiertes Gamma-Spek-

tungsbereich der Strahlenschutzgesetzgebung. Die

trometer mit zertifizierten Referenzstandards.

Messungen und Überlegungen zeigten, dass sich

In der Gruppe Radioanalytik wurde mit dem Flüs-

sowohl bei der manuellen wie auch bei der maschi-

sig-Szintillationsspektrometer mit Dreifach/Doppel-

nellen Freimessung von Materialien deutlich län-

Koinzidenz-Messtechnik eine Vorstudie zur ge-

gere Messzeiten ergeben werden.

naueren Bestimmung der Halbwertszeit von

Im KKM wurde die Freimessanlage für Kleinteile am

langlebigen Nukliden (10Be,

Zonenübergang erfolgreich überprüft und neu ka-

Si,

Ni,

Zr,

I) er-

129

der

PSI-Kali-

folgreich durchgeführt.

libriert. Im Weiteren wurde die Thorax-Triagemoni-

Zur Verbesserung der Neutronen-Dosimetrie wurde

toren im Kernkraftwerk Beznau (KKB) und im Zwi-

eine Studie zur Vergleichbarkeit und Reproduzier-

schenlager Würenlingen (ZWILAG) kalibriert.

barkeit von CR-39-Auswertungen durchgeführt.

In der Radioanalytik wurden vier Messmethoden

Sämtliche Ergebnisse lagen in einem Unsicherheits-

entwickelt und erfolgreich getestet:

band von ±15%. CR-39 ist ein Polymer, das als De-

Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben

tektor verwendet wird. Ein auftreffendes Teilchen

des «EAWAG-Klingnau-Projekts»

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo-

Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit

nenten Target «M»

direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen

Optimierung extraktionschromatischer Trennung

in der Schweiz

von Am und Cm aus Bodenproben mittels Digly-

Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit

colamide-Harz (DGA-Resin)

Berichterstattung Charakterisierung von Strahlenschutz-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

messmitteln

Die Entwicklungs- und Forschungsarbeit auf dem

Beta-Strahler

Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle-

Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben

are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies

im «EAWAG-Klingnau-Projekt»

gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalibrie-

Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo-

rung von Messsystemen. Auch wird ein erheblicher

nenten Target «M»

Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch immer

Teilnahme der Radioanalytik an internationalen

komplexer werdenden Messeinrichtungen und

Vergleichsmessungen

Messaufgaben geleistet.

Teilnahme an internationalen Vergleichsmes-

Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision

sungen für Personen- und Umgebungs-

der ISO-Normen tragen zu einer international har-

dosimetrie

monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess-

Ad-hoc-Fragestellungen des ENSI nach

werten bei.

Absprache mit dem Projektleiter

Kalibrierung der LS-Spektrometer für reine

Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist gewährleistet, dass die Aufsichtsbehörde jederzeit Probenanalysen durchführen lassen kann. Ein we-

1.7 Entsorgung

sentlicher Gewinn ist die Umsetzung des Stands der Technik der chemischen Trenn- und Analysever-

Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss dem

fahren in der Radioanalytik und die nationale Zu-

Sachplan geologische Tiefenlager wird auch die

sammenarbeit in diesem Spezialgebiet.

Forschung im Bereich Entsorgung immer wichtiger.

Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach-

Bei der geologischen Tiefenlagerung radioaktiver

wuchskräften, die vor allem dank der Attraktivität

Abfälle spielt die Untersuchung geeigneter Ge-

von Verfahren nach dem neuesten Stand der Tech-

steinsformationen eine zentrale Rolle. Dazu wer-

nik für dieses Gebiet gewonnen werden können.

den hydrogeologische, geochemische und felsmechanische Eigenschaften des Opalinustons im

Ausblick

Felslabor Mont Terri untersucht. Die Auslegung

Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor-

eines Tiefenlagers und dessen Überwachung wird

schung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2013 sind Ar-

ebenso beleuchtet wie die Eigenschaften der darin

beiten an folgenden Projekten geplant:

einzulagernden Abfälle. Zudem werden die in

Durchführung und Fachbegleitung einer Doktor-

einem Tiefenlager ablaufenden physikalisch-che-

arbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbrei-

mischen Prozesse betrachtet, darunter insbeson-

tung (Nachwuchsförderung im Strahlenschutz)

dere die Gas- und Temperaturentwicklung. Darü-

Fachbegleitung von Praktika (Nachwuchsförde-

ber hinaus beschäftigen sich die Projekte mit

rung im Strahlenschutz)

langfristigen Prozessen, welche die Sicherheit eines

Mitarbeit bei der internationalen Normung in der

geologischen Tiefenlagers beeinträchtigen kön-

Strahlenmesstechnik

nen, nämlich die Tiefenerosion durch Gletscher

Weiterentwicklung und Optimierung einge-

und die Abtragung als Folge grossräumiger tekto-

führter Messmethoden in KKW

nischer Hebung der Landschaft. Neu im For-

Anwendung der GENIE2000- und ISOCS/LAB-

schungsprogramm sind zwei Projekte zum interna-

SOCS-Software in der Gamma-Spektrometrie

tionalen Wissens- und Erfahrungsaustausch bei

Einführung einer Schnellmethode für die

Stilllegungsprojekten.

Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in Lebensmittelproben (Milchpulver) Einführung von neuen Techniken und Methoden in der Dosimetrie

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.7.1 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Durch die Beteiligung an den beiden Forschungs-

ENSI-Projektbegleiter: Hannes Hänggi

projekten der IAEA erhofft sich das ENSI folgende Vorteile:

Einleitung

Auf- und Ausbau der Fachkompetenz am ENSI

Stilllegung und Rückbau von Kernanlagen haben in

zu verschiedenen Aspekten der Stilllegung

jüngster Zeit stark an Bedeutung gewonnen. Auf-

Weiteres Know-how zur Beurteilung von Kosten-

grund politischer Entwicklungen oder einfach, weil

studien und Stilllegungsprojekten

eine Anlage ihr Lebensende erreicht hat, befassen

Zugang zu Stilllegungsdaten anderer IAEA-Mit-

sich Betreiber, Aufsichtsbehörden und internatio-

gliedsländern

nale Organisationen derzeit verstärkt mit der Stillle-

Breites internationales Netzwerk für Informa-

gung von Leistungs- und Forschungsreaktoren – so

tions- und Erfahrungsaustausch (über 40 Staaten

auch die Internationale Atomenergie-Organisation

beteiligen sich an den Projekten)

(IAEA) in Wien.

Während das Projekt DACCORD wohl bei der

Im Berichtjahr 2012 lancierte die IAEA gleich zwei

nächsten

Forschungsprojekte, die sich mit der Stilllegung von

und beim nächsten Stilllegungsprojekt eines For-

Kernanlagen befassen: DACCORD (Data Analysis

schungsreaktors zur Anwendung kommen wird,

and Collection for Costing of Research Reactor De-

betrachtet das Risikomanagement-Projekt DRiMa

commissioning) und DRiMa (International Project

Stilllegungsprojekte ganzheitlich – entsprechend

on Decommissioning Risk Management). Das ENSI

weitreichend ist die Bedeutung von DRiMa auch für

beteiligt sich an beiden Projekten, indem Vertreter

das ENSI.

in Arbeitsgruppen mitwirken.

DRiMa berücksichtigt, dass bei Stilllegungspro-

In den Projekten tragen die IAEA-Mitgliedsländer

jekten verschiedene Faktoren zusammenspielen

ihre Erfahrungen zusammen und erarbeiten daraus

wie sich ändernde Verhältnisse auf der Baustelle,

Berichte mit Empfehlungen, die von der IAEA pu-

radiologischer und konventioneller Arbeitsschutz,

bliziert werden und den übrigen IAEA-Mitgliedlän-

menschliche und organisatorische Faktoren, wirt-

dern zur Verfügung gestellt werden. Beim Kosten-

schaftliche Faktoren, Zusammenspiel von internem

abschätzungsprojekt DACCORD wird zusätzlich die

und externem Personal auf einer Anlage, öffent-

Anwendung des Computerprogramms CERREX

liche Interessen usw. Mit DRiMa möchte das ENSI

(Cost Estimation for Research Reactors in Excel) ge-

also das Risiko bei Stilllegungsprojekten grundsätz-

übt und aufgrund konkreter Daten verbessert.

lich besser abschätzen und beurteilen können.

Überprüfung

der

Stilllegungskosten

Mit den beiden Projekten strebt die IAEA grundsätzlich einen verstärkten internationalen Wissens-

Ausblick

und Erfahrungsaustausch bei Stilllegungsprojekten

Die eigentlichen Arbeiten in den Projekten werden

der Mitgliedländer untereinander an. Dazu wird

2013 aufgenommen. Folgende Aktivitäten sind

auch eine Kommunikationsplattform für das Inter-

vorgesehen:

net entwickelt. Die Projektleiter der IAEA haben bereits viele und praktische Erfahrungen gesammelt

DACCORD:

bei Rückbauprojekten und sind international aner-

Konkrete Daten aus Rückbauprojekten werden

kannt; dies garantiert eine hochstehende Qualität

gesammelt, indem die teilnehmenden Länder ei-

der Projekte.

nen detaillierten Fragebogen ausfüllen.

Startsitzung für beide Projekte war im Dezember

Die gesammelten Daten werden in das Compu-

2012. An diesen Treffen wurden die Projekte und

terprogramm CERREX eingegeben, die Erfah-

Ziele jeweils vorgestellt, und die teilnehmenden

rungen mit CERREX und allfälliges Verbesse-

Länder präsentierten den Stand ihres Wissens, re-

rungspotenzial werden anschliessend diskutiert.

spektive ihre Erfahrungen als Grundlage für das

Das Inhaltsverzeichnis für den Schlussbericht

weitere Vorgehen. Deshalb werden hier erst die

wird aufgrund der Erfahrungen erstellt.

Grundzüge der Projekte vorgestellt. Im nächsten

Der Abschluss des Projekts DACCORD ist für Mai

Jahr sollten dann erste Zwischenresultate vorlie-

2015 vorgesehen.

gen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

DRiMa: Die Erfahrungen der teilnehmenden Länder wer-

behörden unterstützen, nehmen am Projekt teil. Das Projekt ist in folgende Teilprojekte unterteilt:

den mit einem detaillierten Fragebogen erho-

WP1: SITEX management

ben.

WP2: Regulatory expectations and needs

Die Arbeit in den Arbeitsgruppen wird aufge-

WP3: Development of TSO’s scientific skills

nommen, die Berichtsentwürfe sowie eine zwei-

WP4: Technical review method and competence

ter Fragebogen, der im Herbst verteilt werden

building

soll, werden erstellt.

WP5: Conditions for associating stakeholders in

Die Publikation des Schlussberichts des Projekts

the process of expertise

DRiMa ist für 2016 vorgesehen.

WP6: Conditions for the establishment of a sustainable expertise network

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

Das ENSI nimmt am Teilprojekt WP2 teil. Ziel dieses Arbeitspakets ist die Identifikation der Themen bzw. Aspekte, für welche zusätzliche technische Richtlinien (WP2.1) und für welche Expertisen oder

ENSI-Projektbegleiterin: Ann-Kathrin Leuz

technische Unterstützung für die Aufsichtsbehörden (WP2.2) notwendig sind.

Einleitung das Projekt SITEX im Februar 2012 gestartet. Das

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Projekt hat das Ziel, eine Plattform für die Auf-

In Arbeitspaket 2 wurde 2012 eine Übersicht der

sichtsbehörden und ihre Experten für geologische

bereits existierenden technischen Richtlinien be-

Tiefenlager aufzubauen. Innerhalb dieser Plattform

züglich geologische Tiefenlager für hochaktive Ab-

soll der regulatorische Bedarf für jede einzelne

fälle erstellt. Mit ihrer Hilfe wurde abgeklärt, ob es

Phase der Realisierung eines geologischen Tiefenla-

Bedarf für weitere technische Richtlinien gibt. Als

gers diskutiert und evaluiert werden. Ein weiterer

Basis wurden die Sicherheitsanforderungen des

Schwerpunkt des Projekts ist, zu klären, welche

Entwurfs der Western European Nuclear Regula-

Schwerpunkte für die regulatorische Sicherheits-

tors Association (WENRA), der Direktive der Euro-

forschung und technische Expertise für zukünftige

päischen Union, der International Atomic Energy

Realisierungsschritte eines geologischen Tiefenla-

Agency (IAEA) und der International Commission

gers gesetzt werden sollen.

on Radiological Protection (ICRP) verwendet. Zu-

Die folgenden Aufsichtsbehörden und technischen

sätzlich wurden die Projektteilnehmer mittels Fra-

Forschungs- und Beratungsorganisationen (Techni-

gebogen um Auskunft gebeten, zu welchen Si-

cal Support Organisations TSO), die die Aufsichts-

cherheitsanforderungen sie spezielle technische

Innerhalb des 7. Rahmenprogramms der EU wurde

Organisation

Funktion

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN – Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety)

Französische TSO

Federal Agentschap voor Nucleaire Contrôle (FANC/AFCN – Federal Agency for Nuclear Control)

Belgische Aufsichtsbehörde

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)

Deutsche TSO

Ustav Jaderneho Vyzkumu Rez a.s. (UJV, Nuclear Research Institute Rez)

Tschechische TSO

Bel V

Belgische TSO

Lithuanian Energy Institute (LEI)

Litauische TSO

DECOM a.s.

Slowakische TSO

Agence de Sûreté Nucléaire (ASN – French Safety Authority)

Französische Aufsichtsbehörde

Stral Säkerhets Myndigheten (SSM - Swedish Radiation Safety Authority)

Schwedische Aufsichtsbehörde

Ministry of Economic Affairs, Agriculture and Innovation («EL&I»)

Niederländische Aufsichtsbehörde

Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC)

Kanadische Aufsichtsbehörde

MUTADIS

Französische TSO

Nuclear Research and Consultancy Group (NRG)

Niederländische TSO

Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI)

Schweizerische Aufsichtsbehörde

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Tabelle 1: Am Projekt SITEX teilnehmende Organisationen

Richtlinien entwickelt haben. Für ausgewählte The-

Austausch der Aufsichtsbehörden und ihrer Exper-

men wurden die internationalen mit den natio-

ten über diese Plattform verbessert werden kann.

nalen Sicherheitsanforderungen verglichen, um Gemeinsamkeiten und Unterschiede zu identifizieren. Ein Übersichtsbericht zu diesen Arbeiten liegt

1.7.3 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri

als erster Entwurf vor und wurde beim zweiten Treffen im Januar 2013 besprochen.

Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieurgeo-

Das ENSI ist im Bericht federführend für das Kapitel

logie der ETH Zürich

Monitoring für geologische Tiefenlager (zu diesem

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

Thema siehe auch Kap. 1.7.5). Sowohl der Entwurf

Bericht der Forscher in Anhang A (RC Experiment)

des Dokuments der WENRA als auch ein Entwurf der IAEA (DS-357) enthalten bereits detaillierte Si-

Einleitung

cherheitsanforderungen zum Thema Monitoring.

Das Felslabor Mont Terri in St.Ursanne ist ein inter-

Insbesondere der aktuelle Entwurf des Safety

nationales Forschungsprojekt, mit welchem Grund-

Guides (DS-357) der IAEA enthält Ziele und Anfor-

lagedaten zu den hydrogeologischen, geoche-

derungen für die verschiedenen Realisierungs-

mischen, mineralogischen und felsmechanischen

schritte und Phasen eines Tiefenlagers. Beim Ver-

Eigenschaften des Opalinustons erhoben werden.

gleich der schwedischen, kanadischen, deutschen,

Diese Eigenschaften sind für die Beurteilung der Si-

französischen und schweizerischen Richtlinien ist

cherheit und bautechnischen Machbarkeit geolo-

vor allem der unterschiedliche Detaillierungsgrad in

gischer Tiefenlager in Tongesteinen massgebend.

den Richtlinien auffällig.

Am Forschungsprojekt beteiligen sich aktuell 15

Es ist geplant, einen ähnlichen Fragebogen an die

Organisationen aus 8 Ländern (Schweiz, Frank-

entsorgungspflichtigen Organisationen zu schi-

reich, Deutschland, Spanien, Belgien, Japan, Ka-

cken, um diese bezüglich Lücken und weiteren

nada und USA). Das ENSI beteiligt sich seit 2003

Reglungsbedarf zu befragen.

am Mont-Terri-Projekt mit eigenen Arbeiten im Rahmen seiner regulatorischen Forschung. Der ge-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

genwärtige Forschungsschwerpunkt des ENSI liegt

Für das ENSI ist die Mitarbeit in SITEX eine gute Ge-

genschaften des Opalinustons. Die entsprechenden

legenheit, die Verbindungen zu anderen Aufsichts-

Untersuchungen erfolgten im Rahmen einer Dis-

behörden und deren Experten weiter auszubauen

sertationsarbeit, welche von der Ingenieurgeologie

und von den Erfahrungen der Länder mit fortge-

der ETH Zürich, einem Allianzpartner des ENSI, be-

schrittenen Tiefenlagerprogrammen (z. B. Schwe-

treut werden.

auf der Charakterisierung der felsmechanischen Ei-

den, Frankreich) zu profitieren. Die Diskussion über sichtsbehörden bestimmte Aspekte beurteilen und

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

überprüfen, kann für das ENSI bei den Beurtei-

Im Mittelpunkt der Forschungsarbeiten standen

lungen der Arbeiten der Nagra im Sachplanverfah-

2012 die Auswertung des RC-Experimentes (Rock

ren geologische Tiefenlager wertvolle Impulse lie-

Mass Characterisation Experiment), umfangreiche

fern. Das ENSI gewinnt ausserdem vertiefte

felsmechanische Laboruntersuchungen an Opali-

Einblicke darüber, in welchen Ländern welche Ex-

nuston-Proben sowie Rechensimulationen zur Ab-

pertise vorhanden ist: Bei Bedarf können seitens

bildung und zum Verständnis des felsmecha-

ENSI internationale Experten im Beurteilungspro-

nischen Verhaltens des Opalinustons. Zielsetzung

zess des Sachplans beigezogen werden. Zusätzlich

dieses vierjährigen Experimentes ist einerseits die

erhält das ENSI Hinweise dazu, ob weitere Rege-

Untersuchung der durch den Bau der Galerie-08

lungen für die geologische Tiefenlagerung in der

(Ausbruchquerschnitt von 22 m2) infolge von Span-

Schweiz notwendig sind.

nungsumlagerungen hervorgerufenen Deformati-

verschiedene Fachthemen, bzw. wie andere Auf-

onen im Opalinuston; bei solchen Ausbrucharbei-

Ausblick

ten entsteht eine sogenannte Auflockerungszone

Bis Ende des Jahres 2013 sollen zum Projekt SITEX

(Excavation Disturbed Zone EDZ) in unmittelbarer

alle Arbeitspakete abgeschlossen werden. Auf der

Umgebung des Stollens. Andererseits geht es um

Basis der Resultate soll ein Vorschlag erarbeitet

die Erfassung von langfristigen Verformungen im

werden, wie in Zukunft die Arbeitsweise und der

Gebirge (Konsolidierung, Kriech- und Quellpro-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

zesse) mittels verschiedener Messverfahren. Am Ex-

Die Druckfestigkeiten dreier Proben mit einer Be-

periment beteiligen sich neben dem ENSI und der

lastungsachse parallel zur Schichtung liegen zwi-

ETH die deutsche Bundesanstalt für Geowissen-

schen 9.9 und 13.2 MPa, die Poisson-Verhält-

schaften und Rohstoffe BGR (geophysikalische

nisse

Messungen) und Swisstopo (strukturgeologische

Young-Moduli zwischen 5.2 und 8.6 GPa. Im

und geodätische Messungen).

Vergleich zu Proben senkrecht zur Schichtung lie-

Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI

gen die Druckfestigkeiten der parallelen Proben

weiterhin an zwei kleineren Experimenten. Das

im Durchschnitt 3–4 MPa höher, was im Wider-

Cyclic Deformation-Experiment (CD) untersucht

spruch zu bisherigen Literaturdaten steht. Eine

das zyklische Deformationsverhalten der Stollen-

mögliche Erklärung könnte sein, dass bisherige

wand in Abhängigkeit des Stollenklimas (Tempera-

Analysen die Saugspannung nicht berücksichtigt

tur, Luftfeuchtigkeit). Mit dem Evaporation Log-

haben und Schrumpfrisse parallel zur Schichtung

ging-Experiment

vorhanden waren.

(FM-D)

evaluiert

das

ENSI

zwischen

0.15

und

0.23

und

die

zusammen mit Swisstopo eine neue Methode der

Beziehung zwischen prä-existierenden Trennflä-

Durchlässigkeitsbestimmung in Bohrungen.

chen (Störungen, Scherzonen) und der Ausbil-

Die Untersuchungen und Auswertungen zum RC-

dung der EDZ: Aufgrund der ausgeprägten

Experiment sind bereits weit fortgeschritten und

Schichtung und den bereits vorhandenen tekto-

umfassten in der Berichtsperiode folgende Arbeits-

nischen Diskontinuitäten weist der Opalinuston

pakete:

im Felslabor Mont Terri eine grosse Gesteins-

Untersuchung der Saugspannung-Sättigungsbe-

bzw. Gebirgsanisotropie auf, welche massge-

ziehung an Probenkörpern des Opalinustons: Die

bend das mechanische Gebirgsverhalten beein-

Beziehung zwischen Saugspannung und Sätti-

flusst. Eine systematische strukturgeologische

gung repräsentiert den Wassergehalt in den Po-

und geophysikalische Auswertung der Trennflä-

ren des Opalinustons, welcher einen starken Ein-

chensysteme an den Tunnelwänden der Gale-

fluss auf die mechanischen Eigenschaften des

rie-08 und in der Beobachtungsbohrung BRC-2

Opalinustons hat. Aus diesem Grund wurden

zeigt, dass bei der Entstehung der EDZ die Bruch-

mittels 49 Proben die charakteristischen Saug-

bildung massgebend durch präexistierende tek-

spannungskurven für den Opalinuston ermittelt

tonische Scherflächen, tektonische Störungszo-

und mit Literaturwerten verglichen. Die Ergeb-

nen sowie durch die ausgeprägte Schichtung

nisse zeigen eine gute Übereinstimmung mit be-

beeinflusst wurde. Die Analyse zeigt, dass Dis-

kannten Literaturdaten.

kontinuitäten auf allen Betrachtungsmassstäben

Untersuchung des Einflusses der Saugspannung

(mm bis Dekameter-Bereich) einen Einfluss ha-

auf die Zugfestigkeit des Opalinustons: Anhand

ben.

von Spaltzugversuchen (Brazilian Tensile Strength

Zusammenstellung bestehender Literaturdaten

Tests BTS) an Opalinuston-Probekörpern wurde

(felsmechanische Kennwerte für den Opalinus-

die Zugfestigkeit in Abhängigkeit der Saugspan-

ton des Felslabors Mont Terri): Aus den vergan-

nung untersucht. Es wurden sowohl Probenkör-

genen 10 Jahren liegen umfangreiche Ergebnisse

per parallel wie auch senkrecht zur Schichtung

zu felsmechanischen Labortests vor (Bestim-

untersucht. Die Ergebnisse zeigen, dass die Zug-

mung der Druckfestigkeiten und des Verfor-

festigkeit mit zunehmender Saugspannung

mungsverhaltens). Die Zusammenstellung der

rasch ansteigt, wie dies im Bereich von relativ tie-

Literaturdaten diente dazu, die Labortests be-

fen Saugspannungen typisch ist. Parallel zur

züglich Probengewinnung, Probenaufbereitung

Schichtung liegt die mittlere Zugfestigkeit bei ei-

und Sättigungsgrad zu vergleichen.

ner totalen Saugspannung von 4 MPa bei 0.55

Rechensimulationen: Mittels des Rechencodes

MPa, welche linear auf 1.5 MPa bei einer totalen

FLAC 3D wurde das felsmechanische Verhalten

Saugspannung von 66 MPa ansteigt. Senkrecht

des Opalinustons beim Ausbruch der Galerie-08

zur Schichtung steigen die Zugfestigkeiten auf

untersucht. Die Dimensionen des 3D-Modells

doppelt so hohe Werte (3.0 MPa) bei einer tota-

betragen 130 m in der Länge, 55 m in der Höhe

len Saugspannung von 52 MPa.

und 60 m in der Breite, um den 27 m langen Test-

Untersuchung des Einflusses der Saugspannung

bereich des RC-Experimentes abbilden zu kön-

auf die Druckfestigkeit des Opalinustons: In

nen. Mit den Simulationen soll die Geometrie der

einem weiteren Schritt wurde die Druckfestigkeit

Auflockerungszone um die Galerie-08 herum

in Abhängigkeit zur Saugspannung untersucht.

untersucht und mit den Messergebnissen der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

parallel zur Galerie-08 verlaufenden Beobach-

Beobachtungsbohrung BRC-2 festgestellten Ver-

tungsbohrung BRC-2 verglichen werden. In die

formungen sowie zu den Ergebnissen der seis-

Rechnungen eingeflossen sind die in den Lab-

mischen Tomographie-Messungen in den Seiten-

ortests ermittelten elastischen Kennwerte und

wänden der Galerie-08.

Festigkeitswerte für intakte senkrechte und par-

Dokumentation der Ergebnisse: Alle bisherigen

allele Proben sowie für tektonisierten Opalinus-

Analysen und Untersuchungsergebnisse wurden

ton (Scher- und Störungszonen). Die Rechensi-

themenspezifisch zusammengestellt und doku-

mulationen zeigen für den intakten Opalinuston

mentiert. Die gesamten Resultate werden bis im

eine heterogene Ausdehnung der EDZ um die

Sommer 2013 zu einer Dissertationsarbeit zu-

Galerie-08 (Durchmesser 5.2 m) von 0.5 bis 3 m

sammengeführt. Es ist vorgesehen, Teile daraus in

(Abbildung 14). Im Bereich von stark tektonisier-

wissenschaftlichen Zeitschriften zu publizieren.

tem Opalinuston (Störungszone) reicht die EDZ hinein. Diese asymmetrische Ausdehnung der

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

EDZ ist einerseits das Ergebnis der heterogenen

Das Mont-Terri-Forschungsprojekt liefert dem ENSI

In-situ Spannungsverteilung (geneigt zur Stollen-

wichtige Grundlagendaten, die für die Beurteilung

achse) und widerspiegelt andererseits den Ein-

der Sicherheit und bautechnischen Machbarkeit

fluss unterschiedlicher Gesteinsfestigkeiten (in-

eines geologischen Tiefenlagers im Opalinuston

takt versus tektonisierter Opalinuston) und der

von grosser Bedeutung sind. Das RC-Experiment

dadurch induzierten lokalen Spannungskonzen-

ermöglicht, Rückschlüsse über das mechanische

trationen. Das mit FLAC 3D simulierte Bruchver-

Gebirgsverhalten und die Mechanismen der Ver-

halten des Opalinustons beim Ausbruch der Ga-

formungen zu ziehen. Mit dem Rechensimulator

lerie-08 (EDZ-Bildung) ist konsistent zu den in der

FLAC 3D verfügt das ENSI zusammen mit der Inge-

bis zu 12 m von der Stollenwand in das Gestein

Abbildung 14: Numerische Modellierungsergebnisse zur Auflockerungszone (EDZ) im RC-Testabschnitt der Galerie-08 (Stollendurchmesser 5.2 m). Deutlich erkennbar ist der Einfluss präexistierender Störungszonen (Fault Zones I-IV) auf die Ausdehnung und Geometrie der EDZ. Quelle: ETH Zürich

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

nieurgeologie ETH-Zürich über ein Werkzeug, mit

1.7.4 OECD-NEA Clay Club

welchem Projekte und Angaben der Nagra überprüft werden können.

Auftragnehmer: OECD-NEA

Die Ergebnisse des CD-Experimentes zeigen das zy-

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

klische Deformationsverhalten der Stollenwand in Abhängigkeit des Stollenklimas (Temperatur, Luft-

Einleitung

feuchtigkeit) und geben Einblick in die damit

Geologische Tiefenlager für langlebige radioaktive

verknüpften Prozesse (Aufsättigungs- und Entsätti-

Abfälle sind ein wichtiges Thema des «Radioactive

gungsvorgänge und das Verhalten von Stollen-

Waste Management Committee» (RWMC) der

wänden in einem geologischen Tiefenlager). Mit

OECD/NEA. In deren Arbeitsgruppe «Integration

dem FM-D-Experiment werden Grundlagen zur

Group for the Safety Case» (IGSC) werden sicher-

Messung lokaler Gesteinsdurchlässigkeiten ge-

heitstechnische Aspekte der geologischen Tiefenla-

schaffen, die für die Interpretation hydraulischer

gerung diskutiert, Analysenmethoden und Techno-

Bohrlochmessungen und das Verständnis verschie-

logien für den Sicherheitsnachweis vorgestellt und

dener Prozesse (Selbstabdichtungsvermögen des

allgemein der Stand von Wissenschaft und Technik

Opalinustons) wichtig sind.

auf diesem Gebiet verfolgt. Eine Untergruppe der

Die Beteiligung am Mont-Terri-Forschungsprojekt

IGSC ist die «Working Group on Measurements

liefert dem ENSI unabhängige Vergleichsdaten, die

and Physical Understanding of Groundwater Flow

für Beurteilungen im Rahmen des Sachplans geolo-

through Argillaceous Media», kurz «Clay Club»

gische Tiefenlagerung verwendet werden. Die For-

genannt. Das ENSI nimmt an beiden internationa-

schungsarbeiten stellen zudem den Erhalt und die

len Arbeitsgruppen teil, in denen Aufsichtsbehör-

Förderung der Fachkompetenz beim ENSI und bei

den, Endlagerprojektanden und Forschungsinstitu-

seinen Experten sicher. Dabei profitieren alle Betei-

tionen aus 13 (IGSC) bzw. 9 Ländern (Clay Club)

ligten vom Austausch unter den Experten aus ver-

vertreten sind.

schiedenen Ländern.

Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand der Tongesteinsforschung zu verfolgen und den

Ausblick

Kenntnisstand der sicherheitsrelevanten Prozesse

Das RC-Experiment hat eine sehr grosse Anzahl

und Parameter von Tongesteinen zu erfassen und

wissenschaftlicher Daten und Ergebnisse geliefert

zu diskutieren. So sollen Lücken erkannt werden,

und befindet sich nun in der Phase des Abschlus-

um sie mit gemeinsamen Projekten (Workshops,

ses. Ein abschliessender wissenschaftlicher Bericht

Expertenberichte, Literaturstudien) zu schliessen.

wird im Rahmen einer ETH-Dissertation im Sommer

Der Clay Club dient ferner als Plattform zur gegen-

2013 vorliegen. Einige Ergebnisse zur felsmecha-

seitigen Information über den Stand der Endlager-

nischen Charakterisierung des Opalinustons liegen

projekte und der Forschungseinrichtungen (u. a.

bereits in Form von Fachpublikationen oder Ta-

Felslabors) in den verschiedenen Ländern.

gungsbeiträgen vor (siehe Referenzverzeichnis, Im Oktober 2012 hat das ENSI zusammen mit der

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Ingenieurgeologie ETH-Zürich weitere Untersu-

Die Arbeiten des Clay Clubs umfassten im Bericht-

chungen zum hydraulisch-mechanischen Verhalten

jahr 2012 zwei Schwerpunkte: Einerseits wurden

des Opalinustons gestartet (HM-Experiment). Ziel

die Beiträge der im September 2011 vom Clay Club

ist, mittels systematischer Labortests an intakten

in Karlsruhe (D) durchgeführten internationalen

wie auch tektonisierten Opalinustonproben ein

Fachtagung «Imaging and Nano Scale Characteri-

konstitutives Stoffgesetz (gekoppeltes thermisches,

sation of Clays» in einem Tagungsbericht zusam-

hydraulisches, mechanisches und chemisches Ver-

mengestellt. Der Tagungsbericht gibt einen umfas-

halten) zu erarbeiten und für die felsmechanische

senden Überblick über den aktuellen Stand von

Modellierung verfügbar zu machen. Diese Arbeiten

Wissenschaft und Technik auf diesem Gebiet und

erfolgen wieder im Rahmen einer ETH-Dissertati-

wird 2013 veröffentlicht. Andererseits wurde ein

onsarbeit.

neues Projekt mit dem Titel «Argillaceous Media

Forschungsbericht in Anhang A).

Database Compilation» gestartet. Es beschäftigt sich mit den für die Sicherheitsbeurteilung von geologischen Tiefenlagern in Tongesteinen massgebenden geologischen, hydrogeologischen, minera-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

logischen, geophysikalischen, geochemischen und felsmechanischen Daten. Diese sollen in einem Bericht zusammengestellt werden. Berücksichtigt

1.7.5 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung

werden nur diejenigen Tongesteinsformationen, die heute als Wirtgesteine für geologische Tiefenla-

ENSI-Projektbegleiter/in: Erik Frank (Monitoring),

ger vorgesehen sind und mit den aktuellsten Me-

Ann-Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn (Lager-

thoden umfassend charakterisiert wurden. Es sind

auslegung)

dies der Callovo-Oxfordian-Ton (Frankreich), der Boom-Clay und der Ypresian-Clay (Belgien), der

Einleitung

Queenstone Shale und die Georgian Bay Formation

In der schweizerischen Kernenergieverordnung

(Kanada) sowie der Opalinuston (Schweiz). Einbe-

werden die notwendigen Teile eines geologischen

zogen werden auch alle Tongesteinsformationen,

Tiefenlagers für radioaktive Abfälle festgelegt: Das

in denen Felslabors errichtet wurden (HADES, Bure,

Hauptlager dient zur Einlagerung der Hauptmenge

Tournemire und Mont Terri). Ein spezielles Kapitel

der Abfälle, das Pilotlager enthält einen kleinen,

wird den Stellenwert der Geologie und der sicher-

aber repräsentativen Anteil des Lagerinventars und

heitsrelevanten Eigenschaften der Tongesteine für

die Testbereiche bilden das lokale Felslabor für Ex-

den Sicherheitsnachweis darlegen. Die Nuclear

perimente zu Betrieb, Verschluss und Langzeitsi-

Waste Management Organisation NWMO, Ka-

cherheit. Mit Hilfe des Pilotlagers wird bis zum Ab-

nada, koordiniert das Projekt.

lauf der Beobachtungsphase das Verhalten der Abfälle, der Endlagerbehälter, der technischen Bar-

Bedeutung des Projekts für die nukleare Sicherheit

rieren, der Verfüllung und Versiegelungsstrecken

Der Clay Club der OECD/NEA ist eine wichtige in-

dieser Überwachung müssen auf das Hauptlager

ternationale Plattform für die Tongesteinsfor-

übertragbar sein und dienen der Erhärtung des

schung, in der Vertreter der Aufsichtsbehörden, der

Langzeitsicherheitsnachweises. Die Ergebnisse aus

Hochschulen, der Industrie und der Endlagerpro-

dem Pilotlager bilden somit eine wichtige Grund-

jektanden ihr Wissen einbringen und austauschen.

lage für den die Beobachtungsphase abschlies-

Die Mitwirkung des ENSI im Clay Club liefert wich-

senden Entscheid des Lagerverschlusses.

tige Grundlagen für die sicherheitstechnische Beur-

teilung geologischer Tiefenlagerprojekte.

(Sachplan geologische Tiefenlager) wurden am

sowie des Wirtgesteins überwacht. Die Ergebnisse

schweizerischen

Standortauswahlverfahren

Ende von Etappe 1 sechs geologische Standortge-

Ausblick

biete für ein SMA-Lager (schwach und mittelaktive

Ein erster Entwurf des oben erwähnten Berichtes

Abfälle) und drei Standortgebiete für ein HAA-La-

zu Tongesteins-Daten soll bis Ende 2013 zusam-

ger (hochaktive Abfälle) in die Raumplanung auf-

mengestellt und im Jahre 2014 finalisiert werden.

genommen, nachdem die Behörden und die ver-

Um die Zusammenarbeit mit Industrie und For-

schiedenen Expertengremien dem Vorschlag der

schung zu fördern und zu verstärken, ist für 2014

Nagra zugestimmt hatten. Es handelt sich dabei

geplant, das Clay Club Steering Meeting zusam-

ausschliesslich um tonreiche Wirtgesteine, die das

men mit der Jahrestagung der Clay Mineral Society

geologische Tiefenlager in den Standortgebieten

(CMS) durchzuführen. Der Clay Club schlägt für

aufnehmen sollen. Deshalb können die weiteren

diese internationale Tagung eine spezielle Sitzung

Betrachtungen zur Lagerauslegung und Lagerüber-

zur geologischen Tiefenlagerung in Tongesteinen

wachung (Monitoring) nun auf Aspekte solcher

unter dem Thema «Further development of

Gesteine fokussieren.

microscopic observation, modelling technique and

Seit 2010 laufen drei Forschungsprojekte zur Aus-

upscaling of argillaceous formations for Perfor-

legung eines geologischen Tiefenlagers, zum darin

mance Assessments» vor.

integrierten Pilotlager und zum Monitoring. Mit ih-

Für 2014 ist zudem eine Aufdatierung der Ar-

nen wird abgeklärt, ob über die aktuelle Richtlinie

beitsprogramme von IGSC und Clay Club durch das

zur geologischen Tiefenlagerung (ENSI-G03) hin-

RWMC vorgesehen. Gemeinsam mit der IGSC wer-

ausgehend zusätzliche regulatorische Anforderun-

den deshalb 2013 die Themen, Arbeitsschwer-

gen zu stellen sind. Alle drei Projekte werden vom

punkte und Ziele der kommenden Jahre bespro-

ENSI geleitet, sind aber zugleich Teil des For-

chen und neu festgelegt werden.

schungsprogramms «Radioaktive Abfälle» des Bundesamts für Energie BFE. Dieses Forschungs-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

programm wurde von der Arbeitsgruppe des

Als weiteres Thema wurden die Prozesse behandelt,

Bundes für die nukleare Entsorgung (Agneb) initi-

die in einem geologischen Tiefenlager ablaufen und

iert. Zu zwei Projekten wurden neben Nagra- und

innerhalb der zeitlich beschränkten Beobachtungs-

ENSI-Mitarbeitern externe Experten und Vertreter

phase in einem Pilotlager tatsächlich gemessen und

der Standortkantone beigezogen.

überwacht werden können. Dabei muss zwischen den Prozessen in einem HAA- bzw. in einem SMA-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Lager unterschieden werden. Ausserdem wurden

Zwischen den Projekten bestehen viele Schnittstel-

reichen analysiert. Im Pilotlager liegt der Fokus auf

len, die eine enge Koordination und Kooperation

der Untersuchung des Systemverhaltens in der An-

voraussetzen. Im Berichtjahr wurden für die beiden

fangsphase der Einlagerung. Dagegen kann man in

Projekte «Pilotlager» und «Lagerauslegung» vier

den Testbereichen standortspezifisch die relevanten

bzw. sieben Sitzungen abgehalten. Für beide Pro-

Prozesse für die Langzeitsicherheit und ihre Auswir-

jekte sind externe Experten zugezogen. Vertreter

kungen auf die technischen und natürlichen Barrie-

der Kantone nehmen an den Sitzungen teil. Für das

ren untersuchen. Damit haben beide Lagerele-

Projekt «Monitoringkonzepte und -einrichtungen»

mente sich ergänzende Funktionen für die

werden die Aktivitäten des EU-Forschungsprojekts

Überprüfung des Sicherheitsnachweises. Daher

«MoDeRn» eng durch das ENSI verfolgt.

sollten die Testbereiche gleich lang wie das Pilotla-

die Aufgabenbereiche von Pilotlager und Testbe-

ger für Experimente genutzt werden. Dies muss bei Das Projekt

«Pilotlager:

Auslegung

und

der Lagerauslegung und der Betriebsplanung be-

Inventar» untersucht die notwendigen Anforde-

rücksichtigt werden. Zusätzlich wurde diskutiert,

rungen an das Pilotlager, an dessen Platzierung,

wie mit unerwarteten Resultaten oder Entwick-

Bestückung und die wichtigen zu überwachenden

lungen umzugehen ist. Die Erwartungen der Gesell-

Prozesse und Parameter.

schaft an ein Überwachungssystem wurden anhand

Im Berichtjahr wurden die Erfahrungen der Lang-

von entsprechenden Erfahrungen in Belgien be-

zeitüberwachung aus dem Felslabor HADES in Mol,

trachtet.

Belgien, und dem Felslabor Mont Terri im Opalinu-

Das ENSI hat zur Kenntnis genommen, dass für die

ston sowie die Limitierungen von installierten Mo-

Auslegung und Anordnung des Pilotlagers im heu-

nitoring-Systemen betrachtet und diskutiert. Im

tigen Konzept der Nagra der Zugang zum Pilotla-

Untergrundlabor HADES wurden Experimente mit

ger oberhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbe-

einer Dauer von 1 bis mehr als 25 Jahren durchge-

reichs vom Zugang zum Hauptlager abzweigt.

führt. Dabei wurden thermische, hydraulische, me-

Nach diesem Konzept der Nagra wird die Ausle-

chanische, chemische, biologische und radiolo-

gung der Lagerkammern (z. B. Querschnitt und

gische Prozesse sowie Kombinationen dieser

Ausbau) und der Bauvorgang gleich wie beim

Prozesse untersucht. Die Untersuchungsskala be-

Hauptlager sein, wobei die Länge der Lagerkam-

wegte sich zwischen Millimetern und mehreren

mern im Pilotlager kürzer sein wird. Ein zusätzlicher

Zehnermetern. Gemessene Parameter waren vor

Kontrollstollen wird zur Beobachtung des Pilotla-

allem der Porenwasserdruck, die totale Gebirgs-

gers als notwendig angesehen. Dieser soll auf der

spannung, die Temperatur, Verschiebungen, die

gleichen Ebene wie das Pilotlager liegen und vom

Wassersättigung und die relative Luftfeuchtigkeit.

Zugang zum Pilotlager entkoppelt sein. Gemäss

Im Felslabor Mont Terri gibt es seit 1996 insgesamt

Konzept der Nagra besteht damit keine direkte Ver-

11 Langzeitexperimente. Die Sensoren können in-

bindung zwischen dem Kontrollstollen und den La-

nerhalb des Experiments fest eingebaut oder ex-

gerkammern des Pilotlagers. Der Zugang zum Pilot-

tern installiert werden. Im Felslabor Mont Terri sind

lager soll nach der Einlagerung verschlossen

die meisten Sensoren extern installiert. Die dor-

werden.

tigen Erfahrungen zeigen, dass sie zum überwie-

Das Projekt «Auslegung und Inventar des Pilotla-

genden Teil über mindestens 10 Jahre in Funktion

gers» wird voraussichtlich noch bis Ende 2013 fort-

bleiben und relativ einfach ausgetauscht werden

gesetzt.

können. Die durchgeführten Experimente sind eine gute Basis für die Diskussion über künftige Über-

Das Projekt «Monitoringkonzept und -ein-

wachungskonzepte im Pilotlager, da sie zum Ver-

richtungen» fokussiert auf alle Schritte der Über-

ständnis der Prozesse und zum Aufbau von Erfah-

wachung, angefangen bei einer dem Bau eines

rungen beitragen.

Felslabors vorangehenden Umweltüberwachung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

(Erfassung der ungestörten Umweltbedingungen),

im März 2013 statt. Das Projekt «Monitoringkon-

der Messung der durch den Bau hervorgerufenen

zept und -einrichtungen» wird bis Ende 2014 dau-

Veränderungen bis zur Möglichkeit, nach Ver-

ern. Die Schlussergebnisse aus MoDeRn können so-

schluss des Lagers die Überwachung zur Kontrolle

mit in das Agneb-Projekt einfliessen und für das

des Lagerverhaltens fortzusetzen. Das Projekt soll

schweizerische Lagerkonzept nutzbar gemacht

dem ENSI einen möglichst breiten und vollstän-

werden.

digen Überblick über mögliche Monitoringkonzepte 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, wobei die lokale

Die Aktivitäten des Projekts «Monitoringkonzept

geologische Situation und die Eigenschaften des

und -einrichtungen» sind eng an die umfang-

Wirtgesteins zu berücksichtigen sind. Für den

reichen Forschungsaktivitäten und -resultate des

ersten Teil der Projektarbeit wurde ein umfang-

laufenden

MoDeRn

reicher Fragebogen zu auslegungsrelevanten The-

(Monitoring Developments for Safe Repository

men für SMA- und HAA-Lager erstellt. Ein Teil der

Operation and Staged Closure) geknüpft. Der

Fragen wurde seitens der im Projekt beigezogenen

Schwerpunkt der Projektarbeiten des ENSI konzen-

Experten zunächst individuell beantwortet; die

trierte sich deshalb wie im Vorjahr auf die Sichtung

Antworten wurden dann anlässlich der Sitzungen

der Ergebnisse aus dem MoDeRn-Forschungspro-

fachlich diskutiert.

gramm. An einer Fachtagung wurde von der fran-

Zu Beginn von Etappe 2 des Sachplans geologische

zösischen ANDRA das Konzept einer Richtlinie für

Tiefenlager reichte die Nagra Vorschläge für Stand-

die Nullmessung der Umweltbedingungen am

orte von Oberflächenanlagen in den Standortgebie-

HAA-Endlagerstandort Bure präsentiert. Dazu wur-

ten bzw. in den darum herum befindlichen Pla-

den die Monitoring-Strategie, -Ziele, -Methoden

nungsperimetern ein. Daraufhin wurde die Frage

und -Messprogramme sowie die Anforderungen an

der Sicherheit und technischen Machbarkeit der Zu-

die Qualitätssicherung dargelegt. Eine Umsetzung

gangsbauwerke aktuell. Aufgrund einer intensiven

dieser Konzepte in der Schweiz bleibt zu evaluieren.

Diskussion im Rahmen des Projekts, die an zwei Be-

Die Abschlusstagung des Projektes MoDeRn findet

hördensitzungen Mitte 2012 weitergeführt wurde,

EU-Forschungsprogramms

Abbildung 15: Ein geologisches Tiefenlager besteht aus einem Hauptlager, einem Pilotlager und einem Felslabor. Ein Tiefenlager 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 2012

ten: Sowohl Schächte wie auch Rampen sind grund-

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

sätzlich bautechnisch machbar, für beide bestehen

Der Sachplan geologische Tiefenlager ist ein schritt-

weltweit vielfältige Erfahrungen. Beide Arten der

weises Verfahren, das auch eine schrittweise Reali-

Zugangsbauwerke können über einen Zeitraum von

sierung eines geologischen Tiefenlagers und die

über 100 Jahren sicher betrieben werden. Beide Va-

schrittweise Weiterentwicklung der Anforderun-

rianten können Vor- und Nachteile aufweisen, wel-

gen an ein Tiefenlager gemäss Stand von Wissen-

che jedoch standortspezifisch vertieft zu betrachten

schaft und Technik erlaubt. Die Sicherheit hat dabei

sind. Keiner dieser Aspekte schliesst aus sicherheits-

oberste Priorität, und das in der Richtlinie ENSI-G03

technischen Gründen die eine oder andere Option

geforderte Optimierungsgebot ist bei jedem Schritt

aus. Damit ergeben sich für ausserhalb der Stand-

der Realisierung eines geologischen Tiefenlagers zu

ortgebiete platzierte Oberflächenanlagen keine

berücksichtigen. Gemäss ENSI-G03 hat ein Projek-

grundsätzlichen Nachteile. In Etappe 2 muss die Na-

tant immer auch Alternativen aufzuzeigen und

gra mit dem Einreichen des Vorschlags für min-

seine Wahl der Auslegung, des Monitoringkon-

destens zwei Standortgebiete aufzeigen, dass die

zepts und der technischen Umsetzung sicherheits-

Erschliessung zwischen Standortareal und unter-

technisch zu begründen. Mit den drei Projekten

tägigem Lagerperimeter sicher gebaut, betrieben

konnte eine technische Plattform geschaffen wer-

und verschlossen werden kann.

den, wo Projektant, Bewilligungsbehörde und be-

Auf der Basis eines Fragebogens wurde der Frage

troffene Kantone zusammen mit Experten rele-

nachgegangen, welche technischen Einschrän-

vante Aspekte und Fragestellungen diskutieren

kungen sich bei Vortrieb und Ausbruch von Unterta-

können. Damit wird dem Anliegen der Transparenz

gebauten ergeben. Mit Blick auf den aktuellen

im Sachplanverfahren Rechnung getragen.

Stand von Wissenschaft und Technik wurde festge-

Im Kernenergiegesetz wird vor dem Verschluss

halten, dass technisch nur wenige Einschränkungen

eines Tiefenlagers eine Beobachtungsphase gefor-

vorhanden sind, dass aber die technischen Mittel

dert. Bereits vor den ersten Bauarbeiten soll ein

mit Blick auf die Langzeitsicherheit und eine mini-

Standort überwacht werden (Nullmessung). Diese

male Schädigung des Wirtgesteins einzusetzen sind.

Überwachung hält an (und wird in den Untergrund

Im Hinblick auf die gesetzlichen Vorgaben und die

erweitert), bis der Entscheid zum Lagerverschluss

Planung des Projektanden wurden übergeordnete

gefällt wird. Das Monitoring während der einzel-

Anforderungen, funktionelle Bedingungen und die

nen Lagerphasen kann einerseits von der Oberflä-

Wechselwirkungen einzelner Lagerkomponenten

che aus, andererseits auf Lagerniveau, das heisst in

im aktuellen Lagerkonzept betrachtet. In diesem

den Testbereichen (Felslabor) und anhand der

Zusammenhang wurden auch verschiedene Mög-

Messinstrumentierung um das Pilotlager erfolgen.

lichkeiten der sukzessiven Verfüllung und Versiege-

Die Ergebnisse dieser Überwachung dienen der

lung von Lagerteilen betrachtet und das Anliegen

Überprüfung des periodisch durchzuführenden Si-

der Nagra für eine frühzeitig verfüllte Rampe disku-

cherheitsnachweises.

wurde seitens ENSI folgende Erkenntnis festgehal-

tiert. Es wurde ausserdem die Frage gestellt, inwiefern eine direkte Einlagerung der heute vorhan-

Ausblick

denen Transport- und Lagerbehälter für HAA

Mit dem internationalen EU-Forschungsprojekt

sinnvoll ist. Die sicherheitstechnischen Überle-

MoDeRn wird die Schweiz Zugang zum Stand von

gungen dazu zeigten klar, dass ein solches Vorge-

Wissenschaft und Technik auf dem Gebiet der

hen aus einer Reihe von Gründen ungeeignet und

Überwachungskonzepte und Überwachungstech-

daher zu verwerfen ist, einschliesslich der Aspekte

niken erhalten und die Ergebnisse in das Agneb-

der sehr grossen Behältergewichte, der Vermei-

Projekt «Monitoringkonzepte und -einrichtungen»

dung möglicher Kritikalität sowie der Schädigung

übernehmen können (Abschluss voraussichtlich

des Nahfeldes durch zu hohe Temperaturen.

Ende 2014).

Parallel zum Projekt «Pilotlager» ist geplant, dass

Für die beiden Projekte «Pilotlager: Auslegung und

das Projekt «Lagerauslegung» bis Ende 2013 dau-

Inventar» und «Lagerauslegung» ist abzusehen,

ern wird.

dass die geplanten Projektabschlüsse Ende 2013 nur Zwischenhalte darstellen, die aufgrund der Beurteilungsarbeiten zur Etappe 2 des Sachplans geologische Tiefenlager eingelegt werden. Beide Themen werden vermutlich im Hinblick auf die Ende

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

von Etappe 3 erfolgende Rahmenbewilligung wie-

Arbeitspakete (Work packages WP) unterteilt:

der aufgenommen werden.

WP1: Behandlung von Gas in Sicherheitsanaly-

1.7.6 FORGE – Fate of Repository Gases

WP2: Gasbildung

sen WP3: Technische Barrieren ENSI-Projektbegleiter: Manuel Lorenzo Sentís

WP4: Gestörte Wirtgesteine WP5: Ungestörte Wirtgesteine

Einleitung

24 Partner nehmen an FORGE teil, darunter sind

FORGE ist ein Projekt der EU im Rahmen des 7. Rah-

neben dem ENSI weitere Aufsichtsbehörden (aus

menprogramms. Es hat zum Ziel, die sicherheits-

Belgien, Tschechien und Frankreich) sowie entsor-

technische Bedeutung der durch Gase verursach-

gungspflichtige Institutionen vertreten. Das Projekt

ten Prozesse im Nah- und Fernfeld eines Tiefenlagers

wurde im Februar 2009 gestartet und soll vier Jahre

zu untersuchen, beispielsweise den Druckaufbau

dauern.

im Tiefenlager oder den Transport von Gasen und

Das ENSI nimmt am Arbeitspaket WP1 («Treatment

Radionukliden aus dem Tiefenlager ins Wirtge-

of Gas in performance assessments») teil. Die Ar-

stein. Zum Druckaufbau trägt das von eingelager-

beiten beinhalten eine Bestandsaufnahme des

ten Metallen und organischen Stoffen erzeugte

technischen und wissenschaftlichen Wissens zur

Gas in einem Tiefenlager bei. Die Arbeiten sind in 5

Gasproblematik in einem Tiefenlager (WP1.1) so-

Abbildung 16: Modell für die erste Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

Abbildung 17: Vergleich der Resultate der verschiedenen Gruppen für Gas- und Porenwasserdruck des ersten generischen Benchmark-Modells. Die Unterschiede in den Resultaten sind auf die verschiedenen Vereinfachungen und Annahmen in den Modellen zurückzuführen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 18: Modell für die zweite Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

Abbildung 19: Gitter für das Programm TOUGH2, generiert vom ENSI für die zweite Vergleichsberechnung.

wie die Definition und die Durchführung von sicherheitstechnisch relevanten Vergleichsberechnungen (Benchmark) zum Gastransport (WP1.2).

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung Das Arbeitspaket WP1.1 befasste sich Ende 2011 mit der Definition von kritischen Fragen bezüglich der Gasproblematik, die von den Mitgliedern aller Arbeitspakete beantwortet werden mussten. Zur endgültigen Definition der Fragen wurde eine Sitzung im Januar in London organisiert, in der die Fragen diskutiert und in ihrer definitiven Fassung ausgearbeitet wurden. Die Fragen betreffen alle Arbeitspakete, und die Antworten wurden im Laufe des Jahres 2012 von den Projektteilnehmern erstellt und vom Leiter der jeweiligen Arbeitspakete gesammelt. Die Antworten der verschiedenen Arbeitsgruppen wurden während einer Generalversammlung im März 2012 in Paris diskutiert und werden zu den Schlussfolgerungen des FORGEProjekts beitragen. Eine Entwurfsnotiz über die Schlussfolgerungen des Projekts ist schon vorhanden und steht noch zur Diskussion. Die Arbeitsgruppe WP1.1 befasst sich auch mit der Verfassung eines Berichts über den Stand von Wissenschaft und Technik bei der Gasbildung und dem Gastransport in einem Tiefenlager. Der Bericht liegt schon als Entwurf vor, die definitive Version des Berichts soll im März veröffentlicht werden. Das ENSI hat an den Redaktionssitzungen teilgenommen und einen Beitrag über den Stand von Wissen-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

schaft und Technik über das Thema Skalierung

tenden Einfluss auf die Resultate hat.

(Upscaling) geliefert.

An der Modellierung nehmen neun Gruppen aus

Im Arbeitspaket WP1.2 werden sukzessive Ver-

sechs verschiedenen Ländern teil, darunter Entsor-

gleichsberechnungen durchgeführt, ausgehend

gungspflichtige, Aufsichtsbehörden, Universitäten

von einem zweidimensionalen System bis hin zu ei-

und Forschungsanstalten sowie Ingenieurbüros.

ner Modellierung des gesamten Tiefenlagersys-

Die unterschiedlichen Ziele der verschiedenen Mo-

tems. Insgesamt wurden im Laufe des FORGE-Pro-

dellierungsgruppen machen sich in den Resultaten

jekts drei Benchmarks definiert. In diesen drei

und Fortschritten im Projekt bemerkbar. Die Ingeni-

Modellen wird der Einfluss der Grenzflächen («in-

eurbüros testen und benutzen ihre eigenen kom-

terface») zwischen der Auflockerungszone und

merziellen Programme und entwickeln diese wei-

dem Tiefenlagerbehälter betrachtet. Die Ergeb-

ter.

nisse zeigen, dass die Modellierung dieser Grenz-

konzentrieren sich auf phänomenologische An-

fläche numerisch aufwändig ist und einen bedeu-

sätze, die sie in ihren eigenen Rechenprogrammen

Universitäten

und

Forschungsanstalten

Abbildung 20: Resultate des Gasdurchflusses und des Gasdrucks bei dem roten Kreis oben.

Abbildung 21: Modell für die dritte Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 22: Resultate der Gasdurchflusses bei dem roten Kreis rechts.

integrieren. Entsorgungspflichtige und Aufsichts-

flusses und des Gasdrucks von verschiedenen Mo-

behörden sind meistens Anwender von etablierten

dellierungsgruppen dargestellt. Die Kurven zeigen

Rechenprogrammen, die ihre Modellierungsfähig-

ähnliche Muster trotz der unterschiedlichen Werte.

keiten verbessern wollen. Für die Modellierung

Die Unterschiede sind auf die verschiedenen ver-

werden die folgenden Rechenprogramme verwen-

wendeten Rechenprogramme und auf die verschie-

det: QPAC, Code_Bright, TOUGH2, MP3, DuMux

denen Vereinfachungen bei den Parametern und

und Migrastra.

Modellen zurückzuführen. Als Beispiel hat das

Die steigende Komplexität der Vergleichsberech-

französische CNRS (Centre National de la Re-

nungen mit zunehmender Modellgrösse führte

cherche Scientifique) die ringförmige Struktur der

dazu, dass sich die Anzahl der erreichten Resultate

linken Seite der Abbildung 19 als ein homogenes

der Modellierungsgruppen im Laufe des Projekts

Material modelliert. Die französische Institution

reduzierte. Aufgrund der mit der Modellgrösse zu-

Andra und das Ingenieurbüro Geofirma haben mit

nehmenden Anzahl von Gitter-Elementen wurden

demselben Rechenprogramm TOUGH2 gerechnet

für die Lösung der Vergleichsberechnungen von ei-

und ähnliche Resultate für den Gas- und Wasser-

nigen Modellierungsgruppen verschiedene Verein-

druck erhalten. Dagegen haben sie verschiedene

fachungen verwendet, wie zum Beispiel Upscaling-

Resultate für den Gasdurchfluss erhalten. Die Erklä-

Methoden .

rung für diese Unterschiede wird zurzeit innerhalb

Das erste Benchmark-Modell wurde Ende 2009 de-

des WP1.2 diskutiert.

finiert und wird in der Abbildung 16 dargestellt.

Zwei WP1.2-FORGE-Treffen fanden im März 2012

Im Laufe des Jahres 2012 wurden die Resultate der

in Pau (Frankreich) und in Dezember 2012 in Gent

ersten Vergleichsberechnung aktualisiert. Sie wer-

(Belgien) statt. In diesen Fachsitzungen wurden der

den in Abbildung 17 dargestellt. Sechs verschie-

Stand der Arbeiten und die Fortschritte der ver-

dene Gruppen, darunter das ENSI, haben bisher

schiedenen Modellierungsgruppen sowie die An-

vollständige Resultate abgeliefert.

nährungsmethoden, insbesondere Upscaling, zur

Ein dreidimensionales System (Abbildung 18) mit

Lösung der zweiten Vergleichsberechnung disku-

Grenzflächen zwischen Behältern und Auflocke-

tiert. Ausserdem wurde das weitere Vorgehen bei

rungszonen war als zweite Vergleichsberechnung

der Definition von neuen Vergleichsberechnungen

im Oktober 2010 definiert worden.

festgelegt.

Vollständige Resultate für die zweite Vergleichsbe-

Das vollständige Modell für das gesamte Tiefenla-

rechnung liegen zurzeit nur von drei Gruppen vor.

ger (Abbildung 21) und die Parameter für die dritte

Das ENSI ist auf Schwierigkeiten bei der Erstellung

Vergleichsberechnung wurden in dem WP1.2-Tref-

des Gitters des Modells gestossen und arbeitet zur-

fen in Pau diskutiert. Das Modell besteht aus einer

zeit an der Anpassung eines Präprozessorpro-

Zusammenstellung der Module der zweiten Ver-

gramms, um aufwändige dreidimensionale Mo-

gleichsberechnung.

delle mit dem Programm TOUGH2 zu erstellen. Ein

Zurzeit sind vollständige Resultate von nur zwei

Beispiel eines Gitters, das mit diesem Präprozessor

Modellierungsgruppen vorhanden. In der Abbil-

erzeugt wurde, wird in Abbildung 19 gezeigt.

dung 22 wird als Beispiel der Gasdurchfluss am

In Abbildung 20 werden Resultate des Gasdurch-

Ende des Zugangstunnels dargestellt. Der Verlauf

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

der beiden Kurven ist ähnlich, obwohl die Werte

Ausblick

der Gasdurchflusse unterschiedlich sind. Die bei-

Aus Sicht des ENSI bedeutet FORGE einen grossen

den Ingenieurbüros Quintessa und Geofirma ha-

Schritt in der Erforschung der Gasbildung und des

ben unterschiedliche Rechenprogramme (QPAC

Gastransports in einem geologischen Tiefenlager.

bzw. TOUGH2) für die Berechnungen verwendet.

Die Ergebnisse der Experimente haben die Resultate von Berechnungen nur teilweise bestätigt. Das

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

zeigt, dass noch weitere Forschung nötig ist, um

Die in einem geologischen Tiefenlager eingelager-

zurzeit andere EU-Projekte wie PEBS (Long-term

ten Metalle und organischen Stoffe produzieren

Performance of the Engineered Barrier System),

durch Korrosionsprozesse oder aufgrund des Stoff-

und Felslaborexperimente wie GAST (Gas Permea-

wechsels von vorhandenen Mikroorganismen Gase

ble Seal Test) in Grimsel, die sich mit diesen Themen

wie Wasserstoff und Methan in den Einlagerungss-

beschäftigen. In unterirdischen Felslabors in

tollen. In dichten Wirtgesteinen kann dieses Gas

Europa, wie in der Schweiz (Mont Terri, Grimsel),

nur langsam abgeführt werden, und es kommt zu

Frankreich, Schweden, Belgien, Finnland, werden

einem Druckaufbau in den Lagerstollen. Die für die

zurzeit verschiedene Experimente zum Thema Gas-

Langzeitsicherheit eines Tiefenlagers wichtige

bildung und Gastransport durchgeführt.

Frage ist, ob durch diesen Druckaufbau die Rück-

Im Laufe des Jahres 2013 sollen die Schlussfolge-

haltefähigkeit des Wirtgesteins durch die Bildung

rungen des FORGE-Projekts zusammengestellt

von Rissen gefährdet wird.

werden. Auf der Basis dieser Resultate und denen

Das Projekt FORGE bietet dem ENSI Gelegenheit,

anderer Forschungsprojekte kann identifiziert wer-

sich bezüglich aller relevanten Fragestellungen im

den, ob es noch weitere Aspekte zur Gasproblema-

Bereich von Gasbildung und Gastransport in Tie-

tik gibt, die detaillierter erforscht werden müssen.

die Gasproblematik besser zu verstehen. Es laufen

fenlagern auf dem neusten Stand von Wissenschaft und Technik zu halten (Arbeitspaket WP1.1).

1.7.7 DECOVALEX-2015 Project

Mit den Kenntnissen aus dem Arbeitspaket WP1.2 erwartet das ENSI einerseits, neue Modelle zu er-

Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule

stellen, die für Berechnungen zum Gastransport in

(KTH), Stockholm

den nächsten Etappen des Sachplans eingesetzt

ENSI-Projektbegleiter: Bastian Graupner

werden können. Andererseits ermöglicht dieses Projekt, Rechenprogramme kennenzulernen, die

Einleitung

andere Projektteilnehmer benutzen. Die Erkennt-

Das Projekt DECOVALEX ist eine internationale For-

nisse dieser Arbeiten werden somit in die Überprü-

schungskooperation, die von der KTH in Stockholm

fung der Dokumente der Nagra im Rahmen des

koordiniert wird. Sie soll das Verständnis für gekop-

Sachplans Geologische Tiefenlager einfliessen.

pelte thermische, hydraulische, mechanische und

Weitere Informationen über das EU-Projekt FORGE

chemische Prozesse (THMC) in geologischen Syste-

sind unter http://www.bgs.ac.uk/forge/home.html

men vertiefen und die Fähigkeit zur numerischen

erhältlich.

Modellierung dieser Prozesse verbessern. DECO-

Tabelle 2: Am Projekt DECOVALEX teilnehmende 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

IRSN

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

Frankreich

Forschungseinrichtung der Aufsichtsbehörde

JAEA

Japan Atomic Energy Agency

Japan

Betreiber

KAEA

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 2012

Abbildung 23: Schematische Darstellung des HE-EExperiments (Gaus et al., 20124)

COupled models and their VALidation against EX-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

periments in nuclear waste isolation». Das Projekt

Das ENSI nimmt mit sieben weiteren Organisati-

begann auf Anregung der schwedischen Aufsichts-

onen an der Aufgabe B1 teil. Für das ENSI ist das

behörde 1992 mit der Phase I. Es hat seitdem ent-

Ziel die Weiterentwicklung der eigenen Modellier-

scheidend dazu beigetragen, Programme zur nu-

fähigkeiten insbesondere im Bereich der Langzeit-

merischen Modellierung gekoppelter Prozesse zu

entwicklung des Nahfelds um ein geologisches Tie-

entwickeln und zu verbessern. An dem Projekt wa-

fenlager.

ren bis jetzt Entsorgungspflichtige für radioaktive

Die Aufgabe B1 basiert auf dem HE-E-Heizexperi-

Abfälle und Aufsichtsbehörden aus verschiedenen

ment (Abbildung 23) im Rahmen des Projekts Mont

Ländern Europas, Asiens und Amerikas beteiligt.

Terri (siehe Kap. 1.7.3). Bei diesem Experiment wur-

Im April 2012 begann die bis 2015 andauernde

den zwei Heizelemente in einem Stollen installiert,

Phase VI des DECOVALEX-Projektes. Neben dem

und der Hohlraum wurde mit Bentonitpellets bzw.

ENSI nehmen weitere neun das Projekt finanzie-

mit einem Bentonit-Sand-Gemisch verfüllt. Das Ziel

rende Institutionen teil. Diese sogenannten Fun-

des Experiments ist die Untersuchung des gekop-

ding Organisations können wiederum zusätzliche

pelten THM-Verhaltens der Bentonitbarriere und

Forschungsteams beauftragen und finanzieren.

des Opalinustons während der Aufsättigungs-

Für DECOVALEX-2015 wurden 5 Aufgaben defi-

phase. Dazu sind Sensoren zur Messung der Tem-

niert: Task A: SEALEX in-situ Test in Tournemire

peratur, des Porenwasserdruckes und der Gesteins-

(vorgeschlagen durch IRSN, Frankreich), Task B1:

verschiebung installiert. Das Experiment begann im

HE-E in-situ heater test in Mont Terri (vorgeschla-

Juni 2011 und wird mindestens drei Jahre laufen.

VALEX ist ein Akronym für «DEvelopment of

gen durch EU-Projekt PEBS), Task B2: EBS experiment in Horonobe URL (vorgeschlagen durch JAEA, Japan), Task C1:THMC Modellierung von Rock fractures (vorgeschlagen durch das Lawrence Berkeley National Laboratory, USA) und Task C2:Bedrichov Tunnel in-situ experiment (vorgeschlagen durch RAWRA, Czech).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

I. Gaus, K. Wieczorek, K. Schuster, J-C. Mayor, T. Trick, J-L. García Siñeriz, O. Czaikowski, U. Kuhlmann, B. Garitte, S.-P. Teodori, P. Marshall (2012): EBS Behaviour Behaviour Immediately After Repository Closure In A Clay Host Rock: The He-E Experiment (Mont Terri), Conference Clays in Natural and Engineered Barriers for Radioactive Waste Confinement, Montpellier.

Ziel der Aufgabe B1 ist es, das gekoppelte THM-

meisten Sensoren gut mit den Messwerten über-

Verhalten von Bentonit und Opalinuston dieses Ex-

einstimmen. Bis April 2013 erfolgt die vollständige

periments numerisch zu simulieren und mit den

Abbildung der Prozesse des HE-D-Experiments.

Messungen zu vergleichen. Für die schrittweise BeWorkshop in Berkeley im April 2012 vier Teilaufga-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ben definiert. Aufgabe a befasst sich mit einer

Die Teilnahme am Projekt DECOVALEX-2015 hat

Simulationsstudie zum Opalinuston basierend auf

für das ENSI eine hohe Bedeutung. Die Bearbeitung

dem HE-D-Experiment des Projekts Mont Terri. In

der Aufgaben im Task B1 erweitert die interne

Aufgabe b wird basierend auf experimentellen Da-

Fachkompetenz hinsichtlich der für die Langzeit-Si-

ten das THM-Verhalten von Bentonit numerisch si-

cherheitsbetrachtung relevanten Modellierung von

muliert. Die Aufgaben c und d werden sich dann

THMC-Prozessen im Bentonit und im Opalinuston.

mit der Simulation des HE-E-Experiments befassen.

Die weitere Nutzung der im Zuge von DECOVA-

Das Projektziel des Berichtjahres war der Beginn

LEX-2015 entwickelten Modelle ist zum Beispiel im

der Bearbeitung der Aufgabe B1a, deren Abschluss

Rahmen des Projekts Pilotlager geplant (siehe auch

bis April 2013 vorgesehen ist. Das dabei betrach-

Kap. 1.7.5). Schlussendlich werden diese und

tete HE-D-Experiment ist ebenfalls ein Heizexperi-

ähnliche Modelle zur sicherheitstechnischen Beur-

ment. Im Unterschied zum HE-E-Experiment wur-

teilung der in der Planung befindlichen Tiefenlager-

den dort die Heizelemente direkt im Opalinuston

projekte eingesetzt. DECOVALEX-2015 stärkt aus-

installiert. Durch die fehlende Bentonitverfüllung

serdem die internationale Vernetzung des ENSI. So

ist es daher möglich, das THM-Verhalten des Opali-

konnten gute Kontakte zum Lawrence Berkeley

nustons isoliert zu betrachten. Bei dem Experiment

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

wurden die Temperatur, der Porenwasserdruck und

und zur BGR/UFZ aufgebaut werden.

arbeitung der Aufgabe B1 wurden zum Auftakt-

die Spannungsänderung an mehreren Stellen in der Umgebung der Bohrung gemessen. Ziel der Auf-

Ausblick

gabe ist ein verbessertes Verständnis der ablau-

Nachdem bis April 2013 die Aufgabe a abgeschlos-

fenden gekoppelten THM Prozesse im Opalinuston

sen sein wird, verlagert sich der Fokus der Be-

sowie die Parameterbestimmung für die einzelnen

trachtung in der Aufgabe b auf eine Studie zur

Prozesse.

detaillierteren Betrachtung des Verhaltens des Ver-

Am ENSI wird für die numerische Simulation in DE-

füllmaterials Bentonit. Basis dafür werden Experi-

COVALEX das Programm OpenGeoSys genutzt.

mente der Universität Barcelona und Literaturdaten

OpenGeoSys ist ein objektorientierter, in C++

sein. Ziel ist ein verbessertes Verständnis der Pro-

geschriebener Open Source Code zur Modellierung

zesse im Bentonit sowie die Ermittlung dafür geeig-

von THMC-Prozessen in homogen porösen oder

neter Parameter. Zur Verstärkung der Modellie-

geklüfteten Medien. Der Code basiert auf dem

rungsarbeiten ist die Einbindung eines Praktikanten

Rechenprogramm Rockflow und wurde danach vor

geplant.

allem an der Universität Tübingen weiter entwickelt. Mittlerweile erfolgen Entwicklungsarbeiten

1.7.8 Klimamodellierung Würm-Eiszeit

überwiegend am Helmholtzzentrum für Umweltforschung UFZ (Deutschland) sowie an weiteren

Auftragnehmer: Institut für Klima- und Umwelt-

deutschen und europäischen Universitäten und

physik, Universität Bern

Forschungszentren (Universität Kiel, Universität

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert

Dresden, Paul Scherer Institut, Universität Edin-

Bericht der Forscher in Anhang A

burgh). Im November 2012 fand der zweite Workshop des

Einleitung

Jahres in Leipzig statt, auf dem die bisherigen Er-

Im Rahmen des Sachplans geologische Tiefenlager

gebnisse der beteiligten Teams vorgestellt wurden.

spielen zukünftige Erosions-Szenarien eine wich-

Vier der acht Organisationen (darunter das ENSI)

tige Rolle für die Beurteilung der Langzeitsicherheit

konnten erste Ergebnisse präsentieren. Anhand der

der Standortgebiete. Insbesondere für das Poten-

Diskussionen zwischen den beteiligten Teams über

zial linienhafter Tiefenerosion durch Gletscher sind

die erreichten Ergebnisse wurde das Modellkon-

aus Sicht des ENSI weitere Untersuchungen vorzu-

zept angepasst. Derzeit liegen plangemäss Ergeb-

sehen. Das Erosionspotenzial vorrückender Glet-

nisse für die Wärmeausbreitung vor, die für die

scher hängt stark vom Ausmass zukünftiger Ver-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

gletscherungen und damit vom Niederschlag in

Frühphase der Würm-Eiszeit eine Laurentische Eis-

den Alpen und in Mitteleuropa ab. Eine Abschät-

schildhöhe von 125% im Vergleich zum letzten

zung über das Ausmass zukünftiger Vorlandver-

Glazialen Maximum vor ca. 21 000 Jahren ange-

gletscherungen ist daher stark von der Klimaent-

nommen. Dieses Szenario beschreibt eine Situa-

wicklung abhängig.

tion, wie sie beispielsweise von älteren Eiszeitzy-

Das Institut für Klima- und Umweltphysik der Uni-

klen her bekannt ist. Die weitere Erhöhung des

versität Bern bearbeitete das insgesamt zweijährige

Eisschildes bewirkt eine noch ausgeprägtere süd-

Projekt «Klimamodellierung Würm-Eiszeit» bis

wärtige Verlagerung des winterlichen Nordpolar-

Ende September 2012. Ziel war der Vergleich zwi-

front-Jetstreams und somit eine Zunahme der Win-

schen Früh- und Hochphase der letzten Kaltzeit

terniederschläge über Südwest- und teilweise auch

(Würm-Eiszeit) vor 65 000 bzw. 21 000 Jahren mit

über Mitteleuropa. Im Sommerhalbjahr verlagert

unterschiedlichen Szenarien für die Höhe der glo-

sich hingegen die Niederschlagszunahme auf Höhe

balen Eisschilde für die Frühphase der Würm-Eis-

der Britischen Inseln. Dabei ist zu berücksichtigen,

zeit. Durch die Klimamodellierung wurden Luft-

dass Europa während der Würm-Eiszeit allgemein

druckverhältnisse, Sturmpfade und Niederschläge

deutlich weniger Niederschlag erhielt, verglichen

beider Eiszeitphasen betrachtet. Diese wurden un-

mit der heutigen Situation; dies lag an den wesent-

tereinander und mit vorindustriellen Werten (im

lich tieferen Temperaturen und der dadurch verrin-

Jahr 1850) verglichen. Im Ergebnis sollte ein ver-

gerten Aufnahme von Luftfeuchtigkeit über dem

bessertes Verständnis der atmosphärischen Zirkula-

Atlantik.

tion im Verlauf einer Eiszeit erreicht werden

Weiterführende Analysen der bestehenden Glazialsimulationen zu kurzfristigen Variationen, insbe-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

sondere Veränderungen in den Grosswetterlagen

Vorangehende Simulationen hatten eine domi-

neue Einblicke in das europäische Klimageschehen.

nante Beeinflussung der atmosphärischen Zirkula-

Für das Referenzjahr 1850 sowie für die heutige Si-

tion und Niederschlagsverteilung in Europa durch

tuation überwiegen Druckverteilungen in der At-

die Höhe des eiszeitlichen Laurentischen Eisschildes

mosphäre, welche grösstenteils zonale, d. h. West-

in Nordamerika aufgezeigt (siehe Abbildung 24).

Ost-gerichtete Strömungen zur Folge haben. Die

Um diesen Einfluss vertiefter zu untersuchen,

glazialen Simulationen unterscheiden sich davon

wurde in einer zusätzlichen Klimasimulation für die

deutlich. In den würmeiszeitlichen Berechnungen

sowie extreme Niederschlagsereignisse, brachten

Abbildung 24: Schematischer Einfluss der Topographie [m] auf die atmosphärische Winter-Zirkulation im Klimamodell CCSM4 (jeweils links Nordamerika und rechts Eurasien). Oben: Der heutige Warmzeit-Zustand ohne grosse Eisschilde führt zu ausgeprägten Niederschlägen über Skandinavien und Grossbritannien. Unten: Während einer Eiszeit mit stark ausgeprägten Eisschilden werden die Windsysteme abgelenkt und die Zugbahnen der Regen-bringenden Tiefdruckgebiete über dem Nordatlantik nach Süden verschoben. Quelle: Universität Bern.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Britischen Inseln festgestellt werden, welche aus-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

geprägte Süd-Nord-Strömungen über Europa ver-

Bei der geologischen Tiefenlagerung hochaktiver

ursacht. Die Häufigkeit des Auftretens solcher

Abfälle mit einem Betrachtungszeitraum von 1 Mil-

Druckmuster korreliert dabei mit der Höhe des Lau-

lion Jahre ist die glaziale Tiefenerosion ein wich-

rentischen Eisschildes, d. h. eine stärkere Eisbede-

tiger, zu beachtender Prozess. Das Erosionspoten-

ckung Nordamerikas verursacht eine stärkere Ver-

zial vorrückender Gletscher hängt stark vom

änderung der atmosphärischen Zirkulation von

Ausmass zukünftiger Vergletscherungen und da-

eher zonaleren zu vermehrt Süd-Nord gerichteten

mit von eiszeitlichen Niederschlagsmengen und

Luftströmungen über Europa. Mit der deutlich ver-

-verteilungen in den Alpen und in Mitteleuropa ab.

änderten atmosphärischen Zirkulation verändern

Durch die Klimamodellierung wurden ein verbes-

sich auch die glazialen Niederschlagsmuster in den

sertes Verständnis der atmosphärischen Zirkulation

mittleren Breiten: Für Süd- und insbesondere für

im Verlauf einer Eiszeit erreicht und entscheidende

Südwesteuropa ergeben sich höhere Nieder-

Parameter evaluiert. Ein gutes Verständnis der Pro-

schlagsmengen, wohingegen es in Nordeuropa im

zesse, die ein geologisches Tiefenlager langfristig

Vergleich zur Referenzperiode trockener wird. Be-

beeinflussen können, ist wichtig für die Beurteilung

sonders interessant ist die Auswertung der Häufig-

geeigneter Standorte.

konnte eine häufige Tiefdruckzone westlich der

keit von extremen Niederschlagsereignissen. Der sonst deutliche Einfluss des nordamerikanischen

Ausblick

Eisschildes lässt sich hier nicht feststellen, d. h. Ex-

Aus den gewonnenen Erkenntnissen lässt sich

tremereignisse zeigen keine klar ersichtliche Häu-

jedoch auch weiterer Forschungsbedarf ableiten.

figkeitsänderung im Vergleich zu heute.

Für detaillierte Analysen mit Fokus auf dem Alpen-

Um die regionalen Folgen der beobachteten Verän-

raum respektive der Nordschweiz ist eine höhere

derungen, beispielsweise auf die Gletscherausbrei-

Auflösung der Klimamodelle erforderlich. Für

tung und -variabilität in der Schweiz besser ein-

Schlussfolgerungen zum Erosionspotential künf-

schätzen zu können, wurde das Datenmuster in

tiger Vorlandgletscher ist zudem eine Kopplung an

diesem Gebiet betrachtet. Die Detailuntersu-

Eisdynamik-/Sedimentmodelle notwendig. Erste

chungen der glazialen klimatischen Verhältnisse er-

Konzeptentwürfe für ein entsprechendes weiteres

laubten auf Grund der beschränkten räumlichen

Projekt wurden bereits mit dem Institut für Klima-

Auflösung des verwendeten Klimamodells CCSM4

und Umweltphysik der Universität Bern diskutiert.

(Community Climate System Modell Version 4) von 0.9° × 1.25° jedoch keine statistisch signifikanten

Literatur

Aussagen für derart kleinräumige Gebiete, die nur

Hofer D., Merz N., Raible C.C. (2012a): Climate

von wenigen Gitterpunkten abgebildet werden.

modelling of the Weichselian glacial period, Ab-

Für solch kleinmassstäbliches Klimageschehen ist

schlussbericht Klima und Umweltphysik, Univer-

zu beachten, dass wichtige Einflussfaktoren wie

sität Bern, Bern.

z. B. lokale topographische Gegebenheiten auf-

Hofer D., Raible C.C., Dehnert A., Kuhlemann J.

grund der eingesetzten Klimamodelle ebenfalls nur

(2012b): The impact of different glacial boundary

stark vereinfacht berücksichtigt werden können.

conditions on atmospheric dynamics and precipi-

So erreicht der modellierte Alpenbogen nur maxi-

tation in the North Atlantic region. Climate of

mal 1400 m ü. M. im Gegensatz zur realen Durch-

the Past 8, 935-949. DOI: 10.5194/cp-8-935-

schnittshöhe von 1800–2500 m ü. M.

2012.

Die Projektergebnisse wurden von den Forschern in

Hofer D., Raible C.C., Merz N., Dehnert A., Kuh-

einem Abschlussbericht festgehalten (Hofer et al.

lemann J. (2012c): Simulated winter circulation

2012a) sowie in zwei Fachartikeln veröffentlicht

types in the North Atlantic and European region

(Hofer et al. 2012b; Hofer et al. 2012c).

for preindustrial and glacial conditions. Geophysical

Research

Letters

39,

L15805.

DOI:

10.1029/2012GL052296.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

von maximal 5 Mio. Jahren (Dehnert und Schlüchter 2008). Das Projekt wird im Rahmen einer Dissertation am Institut für Geologie der Universität Bern

Auftragnehmer: Institut für Geologie, Universität

bearbeitet und soll anhand von mehreren Schlüs-

Bern

sellokalitäten die Alter für die verschiedenen De-

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert

ckenschottersedimente bestimmen. Damit soll die

Bericht der Forscher in Anhang A

Frage beantwortet werden, ob die vorhandenen Schotter in einer einzigen oder mehreren zeitlich

Einleitung

voneinander getrennten Phasen abgelagert wur-

Die Nordschweiz, in der fünf der sechs Standortge-

den. Mit Hilfe der Resultate sollen anschliessend

biete für geologische Tiefenlager liegen, ist bedeckt

Erosionsraten bestimmt und diese (unter Annahme

mit den Sedimenten der quartären Eiszeiten. Die

einer erosiven Kompensation der Hebung) mit den

klassische Aufteilung der Ablagerungen in vier

geodätisch bestimmten aktuellen Hebungsraten

grosse Eiszeiten ist in den letzten Jahrzehnten durch

verglichen werden.

ein differenzierteres Bild von mehr als einem Dut2011). Während den Vorstössen wurden Täler zum

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Teil mehrfach ausgeräumt und anschliessend wieder

Im Jahr 2011 war an einem Vorprojekt gearbeitet

gefüllt. Um sowohl die Dynamik der glazialen Ero-

worden, um an Lokalitäten mit einfachen sedimen-

sion zu verstehen als auch genauere Erosionsraten

tären Lagerungsverhältnissen und klarer stratigra-

bestimmen zu können, müssen die Alter der einzel-

fischer Zuordnung die Methodik zu testen. Dieses

nen quartären Schichten bekannt sein.

Vorprojekt hat gezeigt, dass die Methodik bei den

Für die Entwicklung der Landschaft im nördlichen

dabei verwendeten Proben funktioniert, sodass

Alpenvorland sind die sogenannten Deckschotter

Minimalalter hergeleitet werden können (siehe den

besonders interessant. Sie wurden zu einer Zeit ab-

letztjährigen Erfahrungs- und Forschungsbericht).

gelagert, als die Landschaftsoberfläche im nörd-

Um das Verständnis dieser Resulate zu vertiefen,

lichen Alpenvorland um mehrere hundert Meter hö-

fand im März 2012 eine gemeinsame Feldbegehung

her lag als heute. Seither wurde die Landschaft bis

der Lokalität «Mandach» statt (vgl. Abbildung 25).

herunter zum heutigen Niveau abgetragen, so dass

Die hieraus gewonnen Erkenntnisse fliessen in die

die Deckenschotter nur mehr als Erosionsreste auf

Auswahl zukünftiger Beprobungspunkte ein. Sei-

einzelnen Bergen erhalten sind, wie zum Beispiel

tens des ENSI wurden anschliessend die Decken-

auf dem Irchel im Kanton Zürich (Abbildung 25).

schottervorkommen der Nordschweiz systematisch

Aus dem Zeitraum seit der Ablagerung der Decken-

auf ihre Eignung als Beprobungspunkte hin unter-

schotter kann auf die langfristige Abtragung des

sucht und die Resultate in Form eines Lokalitätenka-

nördlichen Alpenvorlands geschlossen werden. Auf-

talogs dokumentiert.

grund der Lage der Deckenschotter ist klar, dass

Seit Projektbeginn im Oktober 2012 arbeitet sich die

sie älter sein müssen als die grosse Masse der eiszeit-

Doktorandin in die Fachliteratur sowie in die che-

lichen Ablagerungen in den Tälern des Mittellandes.

mische Aufbereitung von 10Be- und 26Al-Proben ein.

zend Eisvorstössen ersetzt worden (Preusser et al.

Doch ist eine Datierung wegen fehlender Methoden baren Methoden funktionieren nur für jüngere

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Schichten, deren Alter häufig mit der Radio-

Die geologischen Standortgebiete zur Entsorgung

bisher nicht möglich gewesen. Die bislang verfüg-

kohlenstoff-Datierung ( C) und der optisch stimu-

radioaktiver Abfälle liegen mit einer Ausnahme

lierten Lumineszenz (OSL) bestimmt werden kön-

in der Nordschweiz, in der Geodäsie-Messungen

nen. Diese Methoden eignen sich für maximale Alter

auf aktuelle Hebungsraten im Bereich von 0.0 bis

von circa 50 000 (14C) bzw. 200 000 Jahre (OSL).

0.2 mm pro Jahr hinweisen. Für die Beurteilung

Um die deutlich älteren Deckenschotter zu datie-

der Langzeitsicherheit geologischer Tiefenlager

ren, wurde seitens ENSI und der Universität Bern

müssen Prognosen für die Hebung (und gleichzei-

ein Forschungsprojekt zur Datierung der Deck-

tige Erosion) erstellt werden. Diese Prognosen

schotter mittels kosmogener Nuklide von Beryllium

orientieren sich insbesondere an den langfristigen

und Aluminium ( Be und Al) gestartet. Diese Me-

Erosions- und Hebungsraten. Beim Lager für

thode ermöglicht unter idealen Voraussetzungen

schwach- und mittelaktive Abfälle (SMA) sind

die Datierung von Sedimenten mit einem Alter

dabei die letzten 100 000 Jahre von Relevanz, beim

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Lager für hochaktive Abfälle (HAA) die letzten

story of northern Switzerland. E&G Quaternary

1 000 000 Jahre. Für die Bestimmung von langfris-

Science Journal 60, 282–305. DOI: 10.3285/

tigen Hebungsraten sind die Deckenschotter als äl-

eg.60.2–3.06.

teste, heute am höchsten gelegene quartäre Ablagerungen des Alpenvorlandes gut geeignet. Sie

1.7.10 Abfallbewirtschaftung im Vergleich

sollen aufzeigen, ob die heute gemessenen Hebungsraten einer nur kurzfristig gültigen Rate oder

ENSI-Projektbegleiter: Markus Hugi

einem mit langfristigen Raten vergleichbaren Wert entsprechen. Diese Ergebnisse fliessen in die Be-

Einleitung

wertung der Standortgebiete ein und dienen damit

Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»

unmittelbar der Aufsicht des ENSI.

ist Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive Abfälle» der Arbeitsgruppe des Bundes für die nukle-

Ausblick

are Entsorgung (AGNEB). Das ENSI bearbeitet das

Nach erfolgter Einarbeitung in die methodischen

Projekt zusammen mit dem Bundesamt für Umwelt

Be- Al-Altersbestimmung sind

(BAFU), dem Bundesamt für Gesundheit (BAG), so-

diverse Beprobungen an Schlüssellokalitäten in der

wie der Kommission für nukleare Sicherheit (KNS).

Nordschweiz geplant.

Für spezifische Fragestellungen wurden Spezialis-

Grundlagen der

tinnen und Spezialisten der Nuklearindustrie (AbLiteratur

fallproduzierende und die Nationale Genossen-

Dehnert A., Schlüchter C. (2008): Sediment bu-

schaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle Nagra)

rial dating using terrestrial cosmogenic nuclides.

einbezogen.

E&G Quaternary Science Journal 57, 210–225. Nagra (2011): GIS-Kompilation der Decken-

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

schotter-Vorkommen im nördlichen Alpenvor-

Das Projekt beinhaltet eine systematische Analyse

land, Nagra unpubl. Interner Bericht, Nationale

der heutigen Bewirtschaftungspraxis für radioak-

Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver

tive und nicht-radioaktive Abfälle. Es wurde ge-

Abfälle, Wettingen.

prüft, ob relevante Regelungen und Prinzipien des

Preusser F., Graf H.R., Keller O., Krayss E.,

Umweltschutzgesetzes in der Gesetzgebung zur

Schlüchter C. (2011): Quaternary glaciation hi-

Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle nicht oder

DOI: 10.3285/eg.57.1–2.8.

Abbildung 25: Heutige Verteilung der Nordschweizer Deckenschottervorkommen sowie ihrer Äquivalente im angrenzenden Süddeutschland. Die vereinzelten Erosionsreste bilden hochgelegene Plateauflächen in der Landschaft. Aus ihrer ehemals flächigen Verbreitung sowie der Tatsache, dass sie die in der Nordschweiz vorkommenden Festgesteine überdecken, leitet sich der Name Deckenschotter ab. Quelle: Bundesamt für Landestopografie.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

nur ungenügend berücksichtigt werden. Die Prü-

Metallische Abfälle

fung betrifft unter anderem die Abfallminimierung

Bei den metallischen schwach- und mittelaktiven

sowie den Umgang mit Organika-haltigen radioak-

Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um

tiven Abfällen und mit metallischen Werkstoffen

Stilllegungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kern-

bei der geologischen Tiefenlagerung.

kraftwerken und Grossforschungsanlagen (PSI,

Die Schlussfolgerungen aus den Projektarbeiten

CERN). Trennen, Dekontaminieren, Freimessen und

und die darin enthaltenen Empfehlungen hinsicht-

Wiederverwenden erweisen sich als erfolgverspre-

lich alternativer Behandlungsmethoden wurden im

chende und prüfenswerte Massnahmen zur Re-

Sommer 2012 in einem Berichtsentwurf zusam-

duktion der Abfallmengen, die durch die Abfallver-

mengefasst und der Projektgruppe zur Stellung-

ursacher bereits weitgehend umgesetzt wurden.

nahme unterbreitet. Ferner wurden die Projekter-

Optimierungspotential

gebnisse verschiedenen Organisationen im Rahmen

durch das Einschmelzen aktivierter und kontami-

von Fachvorträgen präsentiert.

nierter Metalle (günstiges Oberflächen/Massen-

besteht

gegebenenfalls

Verhältnis, weitgehend inaktive Giesslinge zur

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Wiederverwendung, radioaktive Schlacke zur Ent-

Die Arbeiten haben bestätigt, dass sich in Hinblick

rung (speziell für Stilllegungsabfälle aus Grossfor-

auf die zentralen Fragestellungen des Projekts die

schungsanlagen) über die gesetzlich erlaubten 30

folgenden radioaktiven Abfälle als besonders be-

Jahre hinaus. Dazu haben die Entsorgungspflichti-

deutungsvoll erweisen: Harze, Konzentrate und

gen entsprechende Abklärungen veranlasst.

sorgung) oder durch eine verlängerte Abklinglage-

Mischabfälle aus dem Betrieb der Kernkraftwerke, sowie Abfälle aus der Nachbetriebsphase. Die Zu-

Hochaktive Abfälle

sammensetzung dieser Abfälle (insbesondere Or-

Bei den hochaktiven Abfällen (verglaste Spaltpro-

ganika und Metalle) ist bekannt und in den ent-

duktlösungen aus der Wiederaufarbeitung) und

sprechenden

den verbrauchten Brennelementen stammt 98%

Abfallsortenberichten

umfassend

dokumentiert.

der produzierten Gesamtgasmenge von den Lager-

Eine Reduktion der in den radioaktiven Abfällen

behältern aus Stahl. Deren Vorteile liegen in der

enthaltenen metallischen bzw. organischen In-

einfachen Herstellung und dem zuverlässigen Ver-

haltsstoffe würde zu einer erhöhten längerfristigen

schluss, der mechanischen Stabilität, der einfachen

Sicherheit eines geologischen Tiefenlagers führen.

Handhabung (insbesondere Rückholbarkeit) sowie den günstigen geochemischen Eigenschaften des

Vorläufige Projektergebnisse

Werkstoffs in Hinblick auf die Langzeitsicherheit

Organische Abfälle

des geologischen Tiefenlagers. Deren Nachteil be-

Bezüglich organischer Abfälle sind Ionenaustau-

trifft die Produktion von Wasserstoffgas durch die

scherharze (IAH) aus dem Betrieb der bestehenden

anaerobe Stahlkorrosion. Als Massnahme zur Re-

Kernkraftwerke in Hinblick auf die zentralen Frage-

duktion der produzierten Gasmenge steht die Ver-

stellungen des Projekts massgebend. Sie tragen

wendung alternativer Behältermaterialien wie Kup-

nach Aufsättigung des verschlossenen Tiefenlagers

fer (Ummantelung) oder keramische Werkstoffe im

für schwach- und mittelaktive Abfälle (SMA) durch

Vordergrund. Die Entsorgungspflichtigen haben

mikrobiellen Abbau zur Produktion von Gasen bei,

dazu entsprechende Abklärungen veranlasst.

erhöhen durch komplexierende Abbauprodukte die Mobilität der Radionuklide und führen zu einer

Ausblick

beschleunigten Degradation der Zementbarrieren

Der definitive Projektbericht soll auf der Grundlage

im Nahfeld. Als Massnahme zur Reduktion der IAH-

der eingegangenen Stellungnahmen und Kom-

Mengen stehen ein optimaler Reaktorbetrieb (d. h.

mentare bis Mitte Jahr 2013 fertiggestellt werden.

dichter Brennstoff) und der Einsatz von adäquaten (korrosionsresistenten) Werkstoffen im Vordergrund. IAH liessen sich in einem Pyrolyseprozess (evtl. in einer Gemeinschaftsanlage) mineralisieren.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Abbildung 1: Der Sitz der Kernenergieagentur NEA der OECD in Issy-lesMoulineaux bei Paris. Quelle: NEA.

Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur Er-

Mitgliedsländer (IRS-Koordinatoren) treffen sich

fassung und Verbreitung von Betriebserfahrung

periodisch zum internationalen Erfahrungsaus-

eingebunden. Über diesen Verbund erhält das ENSI

tausch.

Information aus Kernanlagen rund um den Globus

Die internationale Ereignisskala INES wurde zur

und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung aus

Einstufung von nuklearen und radiologischen Er-

Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vorkomm-

eignissen erstellt und dient als Kommunikations-

nisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser Be-

mittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die Berichte

triebserfahrung. Zwei wesentliche Knotenpunkte

über Vorkommnisse werden in einer Datenbank

dieses Netzwerks sind Dienste der Internationalen

gesammelt, welche den Mitgliedsländern zur

Atomenergieorganisation IAEA mit Sitz in Wien in

Verfügung steht.

Zusammenarbeit mit der Nuclear Energy Agency

Das Netzwerk der nationalen IRS-Koordinatoren

NEA der OECD mit Sitz in Issy-les-Moulineaux bei

und INES-Beauftragten ermöglicht einen raschen

Paris (Abbildung 1):

Informationsaustausch nach dem Auftreten von Er-

Das Incident Reporting System IRS sammelt Be-

eignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben sich

richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf

verpflichtet, Vorkommnisse von globalem Interesse

und stellt sie in einer Datenbank den Mitglieds-

oder ab der INES-Stufe 2 zeitnah an die IAEA zu

ländern zur Verfügung. Die Vertreter der

melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet aktuelle Mel-

INES-Stufe Bezeichnung

Kurzbeschreibung

Zwischenfall

Die meisten Vorkommnisse waren auf Bestrahlung von Personen mit resultierenden Strahlendosen oberhalb der zulässigen nationalen Grenzwerte in Industrie und Medizin zurückzuführen. Zwei Vorkommnisse standen im Zusammenhang mit der Auffindung von Strahlenquellen. Bei einem Vorkommnis wurden die Vorschriften für die Kennzeichnung, die Lagerung und den Transfer von spaltbarem Material auf dem Anlagenareal verletzt. Auf das Vorkommnis im Kernkraftwerk KORI-1 wird im Abschnitt 2.2 eingegangen.

ernsthafter Zwischenfall

In beiden Fällen kam es in der Industrie zur Bestrahlung von Personal deutlich über die zulässigen Grenzwerte hinaus, was deterministische Strahlenauswirkungen zur Folge hatte.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

dungen öffentlich über ihre News-Website (http:// www-news.iaea.org/). Im Kalenderjahr 2012 wurden der IAEA 14 Vorkommnisse der INES-Stufen 2 oder höher gemeldet: Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen weite-

2.1 Anzeigen von Materialunregelmässigkeiten in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallmessungen

ren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das European Clearinghouse on Operational Experience

Die belgische Aufsichtsbehörde «Belgian Federal

Feedback mit Sitz im niederländischen Petten, an

Authority for Nuclear Control» (FANC) informierte

dem auch die Schweiz beteiligt ist. Diese Institution

Mitte 2012 ausländische Aufsichtsbehörden über

unterstützt ihre Mitglieder bei der Bereitstellung

Ergebnisse durchgeführter Überprüfungen des Re-

und Umsetzung von Betriebserfahrung auf natio-

aktordruckbehälters Doel-3. Später wurden die

naler Ebene und führt Analysen zu Schwer-

Untersuchungen auch auf den Reaktordruckbehäl-

punktthemen durch.

ter von Tihange-2 ausgeweitet. Diese Überprü-

Als weitere Informationsquellen dienen perio-

fungen basieren auf Ultraschallmessungen und er-

dische Berichte oder Mitteilungsorgane auslän-

gaben an beiden Reaktordruckbehältern Anzeigen

discher Anlagen und Behörden sowie die Teil-

von Materialunregelmässigkeiten. Diese vorgefun-

nahme an internationalen Arbeitsgruppen, wie

denen Anzeigen sind sowohl von der Art als auch

beispielsweise die Working Group on Operational

von der grossen Anzahl bedeutend. Aus diesem

Experience WGOE der NEA. Auch Pressemel-

Grund können potenzielle Risse in den Reaktor-

dungen werden systematisch nach Vorkommnis-

druckbehältern der genannten Kernkraftwerke

sen durchsucht. Liegen solche vor, wird versucht,

nicht ausgeschlossen werden. Beide Kernkraft-

über das fachliche Netzwerk nähere Informationen

werke befinden sich seit diesen Überprüfungen im

über den Vorfall einzuholen.

abgeschalteten Zustand, mit entladenem Reaktor-

Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende Mel-

kern, bis eindeutige Erklärungen für diese Anzei-

dungen über Vorkommnisse in ausländischen An-

gen vorliegen. Für beide Kernkraftwerke wurden

lagen und wertet diese durch Fachgruppen und

Vorgehenspläne zur Klärung der Sachlage festge-

-spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis Aus-

legt. Seit Ende Januar 2013 liegt dazu ein proviso-

wirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für

rischer Untersuchungsbericht vor.

Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass-

Die im Sommer 2012 durchgeführten Abklärungen

nahmen eingeleitet werden müssen.

bezüglich Hersteller und Lieferanten der Reaktor-

Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer-

druckbehälter durch alle Kernkraftwerksbetreiber

seits zum Verband der «World Association of Nu-

in der Schweiz ergaben lediglich für das Kernkraft-

clear Operators» (WANO) zusammengeschlossen,

werk Mühleberg (KKM) gewisse Ähnlichkeiten. So

der über ein eigenes Informationsnetzwerk für

wurde für das KKM und Doel-3 dasselbe Grund-

Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber

material verwendet, allerdings waren die Herstel-

weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum

lerfirmen unterschiedlich. Der Schmiedevorgang

Beispiel der Vereinigung der Grosskraftwerks-Be-

des Grundmaterials zu Ringen, aus dem der Reak-

treiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines

tordruckbehälter zusammengeschweisst wurde,

breit angelegten Erfahrungsaustausches.

erfolgte durch dieselbe Firma (Rotterdamsche Dro-

Die nachfolgenden beiden Abschnitte beschreiben

ogdok Maatschappij). Der Reaktordruckbehälter

ausgewählte wichtige Vorkommnisse aus dem Jahr

für das KKM (Abbildung 2) wurde aber nicht zur

2012 und wie das ENSI ihre Relevanz für die

selben Zeit wie Doel-3 hergestellt. Daraus schloss

Schweiz bewertet. Den Anfang machen die ähn-

das KKM, dass die Herstellungsverhältnisse des Re-

lichen Vorkommnisse in den belgischen Kernkraft-

aktordruckbehälters für das KKM mit denen vom

werken Doel-3 und Tihange-2. Von Interesse war

Doel-3 nicht direkt vergleichbar sind. Dennoch ent-

zudem das Vorkommnis in der Republik Korea mit

schied sich das KKM, während der Jahresrevision

einem kurzzeitigen Verlust der Wechselstromver-

2012 am Reaktordruckbehälter eine zusätzliche

sorgung sowie der Kühlung der Brennelemente in

Ultraschallprüfung nach Vorgaben des ENSI durch-

der Revisionsabstellung.

zuführen. Die Durchführung und Auswertung der Ultraschallprüfung wurde vom ENSI begleitet und vom Schweizerischen Verein für technische Inspektionen SVTI als unabhängiger Sachverständiger überwacht.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 2:

Ziel der Prüfung war es, eventuelle Schmiedefehler,

Reaktordruckbehälter des KKM vor dem Einbau (historische Aufnahme). Quelle: ENSI

wie sie in Doel-3 gefunden worden waren, zuverlässig zu erkennen. Als repräsentatives Prüfvolumen für die Sonderprüfung wurde ein Prüfbereich festgelegt, der sich in vertikaler Richtung über die gesamte Höhe des Reaktorbehälters erstreckt und in horizontaler Richtung einen rund 500 Millimeter breiten Streifen umfasst. In diesem Prüfbereich werden repräsentative Grundwerkstoffbereiche aller Mantelringe erfasst. Die in Doel-3 festgestellten Befunde sind über den ganzen Umfang des Reaktordruckbehälters verteilt. Mit dem im Kernkraftwerk Mühleberg festgelegten Prüfbereich können ähnliche Befunde, wie sie in Doel-3 aufgetreten sind, identifiziert werden. Die Prüfung wurde von der inneren Oberfläche des

Kühlung des Reaktordruckbehälters wurde durch

Reaktordruckbehälters aus durchgeführt. Die Ul-

den Strang B des Nachwärmeabfuhr-Systems (RHR)

traschallmessung erfolgte sowohl senkrecht zur

gewährleistet. Die Kühlung des Brennelement-La-

Oberfläche als auch schräg in einem 45-Grad-Win-

gerbeckens erfolgte durch das Beckenkühlsystem.

kel. Damit auch sehr kleine Fehler erkannt werden

Die Stromversorgung des RHR Strangs B und des

können, wurde ein im Vergleich zum internationa-

Beckenkühlsystems erfolgte über die sichere

len Standard viermal feinerer Prüfspurabstand ver-

Schiene B (4.16kV), welche von extern durch die

wendet.

345-kV-Einspeisung via Eigenbedarfstransforma-

Das ENSI und der SVTI schliessen sich der Bewer-

tor B und Blocktransformator erfolgte. In Wartung

tung von KKM an, dass im untersuchten Grundma-

befanden sich zu diesem Zeitpunkt die Pumpe des

terial der zylindrischen Mantelringe des Reaktor-

RHR Strangs A, der Notstromgenerator der si-

druckbehälters in Mühleberg keine relevanten

cheren Schiene A und der Reserve-Eigenbe-

Anzeigen festgestellt wurden. Die Messungen er-

darfstransformator der sicheren Schiene B. Die

gaben keine Hinweise auf Herstellungsfehler. Es

Wartungsarbeiten am Reserve-Eigenbedarfstrans-

konnte bestätigt werden, dass die in den Abnah-

formator der sicheren Schiene A (4.16 kV) waren

meprotokollen für den Reaktordruckbehälter aus-

beendet, der Schalter zur sicheren Schiene A blieb

gewiesene gute Qualität des Grundmaterials nicht

in geöffneter Stellung. Bei dieser durch die ge-

beeinträchtigt ist.

nannten Wartungsarbeiten resultierenden Konfi-

Über seine Kontakte bei den belgischen Behörden

guration an noch zur Verfügung stehenden Syste-

sowie in der internationalen Fachwelt verfolgt das

men und elektrischer Stromversorgung wurde ein

ENSI die Entwicklungen für die betroffenen Reak-

Test der Schutzrelais des Hauptgenerators zu

tordruckbehälter in Belgien weiter. Damit wird ge-

einem verschobenen Zeitpunkt durchgeführt. Da-

währleistet, dass die neuen Erkenntnisse aus dem

bei kam es durch menschliches Fehlverhalten beim

Vorfall rechtzeitig in die Aufsicht für die Schweiz

Test zum Unterbruch der externen Stromversor-

einfliessen können.

gung, da die 2-von-3-Auslösung der Blockschalter ansprach. Der verfügbare Notstromgenerator B

2.2 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk KORI-1 in der Republik Korea

versagte beim Start durch ein fehlerhaftes Ventil der Startluftversorgung. Dadurch entstand ein totaler Verlust der Wechselstromversorgung. Dieser Zustand dauerte 12 Minuten, bis es der Belegschaft gelang, den offen gelassenen Schalter zwi-

Das Kernkraftwerk KORI-1, ein am Ende der

schen dem Reserve-Eigenbedarfstransformators A

1970er-Jahre in Betrieb genommener Druckwas-

zur sicheren Schiene A zu schliessen sowie eine

serreaktor des Herstellers Westinghouse, befand

Querverbindung der Schienen A und B zu erstellen.

sich in der geplanten Revisionsabstellung. Der De-

Damit wurde die Stromversorgung über die 154-

ckel des Reaktordruckbehälters war entfernt wor-

kV-Reserve-Einspeisung wieder hergestellt. Der

den, und der Transfer von Brennelementen in das

Start der Kühlwasserpumpe und der Nachwärme-

Brennelement-Lagerbecken wurde vorbereitet. Die

abfuhr-Pumpe Strang B erforderte weitere 7 Minu-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

ten, bis die Kühlung des Reaktordruckbehälters und des Brennelementlagers wieder hergestellt wurde. Währenddessen stieg die Reaktor-Kühlmittel-Temperatur an der Austrittsleitung aus dem Reaktordruckbehälter des Nachwärmeabfuhr-Systems um etwa 21 °C auf maximal 58,3 °C an und im Brennelement-Lagerbecken geringfügig um 0,5 °C auf 21,5 °C an. Durch diesen Zwischenfall kam es zu keinem Brennstoffschaden, zu keiner Bestrahlung des Personals und zu keiner Freisetzung radioaktiver Stoffe an die Umgebung. Die INES-Einstufung in Stufe 2 erfolgte aufgrund der Verletzung der Technischen Spezifikation und der verspäteten Meldung des Totalverlusts der Stromversorgung durch den Betreiber an die Aufsichtsbehörde. Den Anlagenzuständen während der Revisionsabstellungen wird wegen der speziellen Konfigurationen der verfügbaren Systeme besondere Aufmerksamkeit bei der Abstellungsplanung geschenkt. Die Konfigurationen werden auch anhand von speziellen probabilistischen Sicherheitsanalysen (so genannten Low Power and Shutdown PSAs) modelliert. In der Schweiz kam es in den Revisionsabstellungen 2010 im Kernkraftwerk Beznau und 2011 im Kernkraftwerk Leibstadt zu je einem Zwischenfall mit der Bestrahlung von Arbeitern über den gesetzlich vorgeschriebenen Grenzwert. Als Folge davon wurden Verbesserungsmassnahmen zur Verhinderung von Fehlern umgesetzt, beispielsweise das koordinierte Vorgehen bei Planungsänderungen während der Revisionsabstellung in Verbindung mit der Kommunikation aller involvierten Stellen. Was die Stromversorgung betrifft, ist zudem anzumerken, dass in den schweizerischen Kernkraftwerken mehr Möglichkeiten aus diversitären Quellen für die Aufrechterhaltung der Stromversorgung zur Verfügung stehen. Für die Kernkraftwerke in der Schweiz drängen sich aus diesem Zwischenfall keine Sofortmassnahmen auf, Detailabklärungen bezüglich allfälliger Verbesserungsmassnahmen laufen noch.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

3. Internationale Zusammenarbeit Die internationale Zusammenarbeit der nuklearen

internationale Vorkommnisdatenbank (Internatio-

Aufsichtsbehörden dient in erster Linie der Weiter-

nal Reporting System IRS, siehe Kapitel 2), welche

entwicklung und Harmonisierung der Sicherheits-

von der IAEA und der NEA gemeinsam geführt

vorgaben, um den Kernenergiestaaten ein Mittel

wird.

für die Regulierung zur Verfügung zu stellen. Das

Im Berichtsjahr stand die internationale Zusam-

Fundament für diese Sicherheitsvorgaben bilden

menarbeit im Zeichen der Lehren aus dem nukle-

verschiedene internationale Übereinkommen. Zu

aren Unfall in den Blöcken 1 bis 4 des Kernkraft-

diesen gehören:

werks Fukushima Dai-ichi, der sich infolge des

Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Con-

Erdbebens und Tsunamis vom 11. März 2011 in Ja-

vention on Nuclear Safety),

pan ereignete. Die IAEA veranstaltete im August

Übereinkommen über den physischen Schutz

2012 eine ausserordentliche Konferenz im Rah-

von Kernmaterial (Convention on the Physical

men des Übereinkommens zur nuklearen Sicher-

Protection of Nuclear Materials),

heit und im Dezember eine Ministerkonferenz zur

Gemeinsames Übereinkommen über die Sicher-

nuklearen Sicherheit in der japanischen Präfektur

heit der Behandlung abgebrannter Brennele-

Fukushima (sogenannte Fukushima-Konferenz,

mente und über die Sicherheit der Behandlung

Abbildung 1). An beiden Konferenzen erörterten

radioaktiver Abfälle (Joint Convention on the

die Regierungen der Mitgliedsstaaten die Konse-

Safety of Spent Fuel Management and on the

quenzen, Lehren und umgesetzten Massnahmen,

Safety of Radioactive Waste Management),

die sich aus dem Unfall ergaben.

Übereinkommen über die frühzeitige Benach-

Die internationale Zusammenarbeit ist ein wich-

richtigung bei nuklearen Unfällen (Convention

tiges Element der unabhängigen Aufsichtstätigkeit

on Early Notification of a Nuclear Accident) und

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

Übereinkommen über Hilfeleistung bei nukle-

in rund 50 Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt

aren Unfällen oder strahlungsbedingten Notfäl-

man die internationalen Behördenorganisationen,

len (Convention on Assistance in the Case of a

die bilateralen Kommissionen mit den Nachbarlän-

Nuclear Accident or Radiological Emergency).

dern, die Mitgliedschaft in internationalen Fach-

Die Grundsätze dieser Übereinkommen werden in

verbänden und die EU-Institutionen hinzu, in de-

den sog. Safety Standards der Internationalen

nen das ENSI Beobachterstatus hat, resultieren

Atomenergieagentur IAEA weiter ausgeführt, auf

über 70 Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI

die sich wiederum die Safety Reference Levels der

permanent Einsitz haben. Für mehrere dieser Gre-

Western European Nuclear Regulators‘ Association

mien organisiert das ENSI periodisch Veranstal-

WENRA abstützen.

tungen in der Schweiz. Zum internationalen Enga-

Die Weiterentwicklung der Sicherheitsvorgaben

gement hinzu kommen die Teilnahme von

basiert auf dem internationalen Austausch der be-

ENSI-Experten an internationalen Symposien sowie

trieblichen und regulatorischen Erfahrung sowie

Besuche ausländischer Delegationen beim ENSI.

der Weiterentwicklung des Standes von Wissen-

Die Zusammenarbeit mit internationalen Organisa-

schaft und Technik. Für letzteres bedeutsam sind

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

auch die in Kapitel 1 beschriebenen Forschungs-

Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale

projekte der Kernenergieagentur NEA der Organi-

als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind

sation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und

durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt.

Entwicklung OECD, die durch Fachbeiträge zahl-

Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätigkeit

reicher Forschungsinstitutionen in den Mitglieds-

wichtigsten internationalen Gremien und Aktivi-

staaten unterstützt werden. Ein Beispiel hierfür ist

täten des ENSI im Berichtsjahr kurz zusammenge-

das Halden Reactor Project, das von über 130 Insti-

fasst.

tutionen in mittlerweile 19 Staaten getragen wird (siehe Kapitel 1.1.1). Ein weiteres Beispiel ist eine

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 1: ENSI-Direktor Hans Wanner referiert an der Fukushima-Konferenz. Quelle: ENSI

3.1 Internationale Übereinkommen

Überprüfungskonferenzen statt, die letzte vom 4. bis 14. April 2011. Die Schweiz erhielt dabei gute

3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit

Noten. Unter anderem würdigten die anderen Staaten die im Schweizer Kernenergiegesetz verankerte Nachrüstpflicht der Kernkraftwerke im

Das internationale Übereinkommen über nukleare

Sinne der ständigen Verbesserung sowie die Aktu-

Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat

alisierung der Erdbebengefährdungsannahmen

das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nukle-

aufgrund des PEGASOS-Projekts1.

aren Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhal-

An der 5. Überprüfungskonferenz wurde beschlos-

ten. Es sollen wirksame Abwehrvorkehrungen in

sen, Ende August 2012 eine ausserordentliche

Kernanlagen gegen mögliche strahlungsbedingte

Konferenz durchzuführen, die die Lehren aus dem

Gefahren geschaffen werden, um Menschen und

nuklearen Unfall im japanischen Fukushima sowie

Umwelt vor schädlichen Auswirkungen der Radio-

allfällige Anpassungen der CNS zum Thema haben

aktivität zu schützen. Die Schweiz hat das Überein-

soll. Das ENSI hat die Schweiz an der Konferenz

kommen im Oktober 1995 unterzeichnet und im

vertreten. An der Konferenz wurden die Aktivi-

September 1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien

täten der Vertragsstaaten nach dem Fukushima-

haben sich verpflichtet, die Grundsätze des Über-

Unfall und die Lehren daraus in sechs Themensit-

einkommens anzuwenden, und erstellen hierzu

zungen diskutiert. Diese waren folgenden Themen

alle drei Jahre einen Länderbericht. Die Berichte

zugeordnet:

werden im Rahmen einer Konferenz bei der IAEA

Externe Ereignisse

in Wien überprüft.

Auslegung

Seit der Inkraftsetzung der CNS fanden 5 reguläre

Management von schweren Unfällen (Kernkraftwerk selbst)

In dem von 2001 bis 2004 laufenden Projekt PEGASOS (Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für die KKWStandorte in der Schweiz) die Erdbebengefährdung unter möglichst umfassender Berücksichtigung des Kenntnisstandes der international massgebenden Fachwelt ermittelt. Mit dem Projekt wurde international ein neuer Standard gesetzt. Eine Herausforderung für die Umsetzung bereitete die grosse Bandbreite der Ergebnisse, die nicht zuletzt darauf zurückzuführen war, dass für starke Erdbeben in unseren Regionen kaum Erfahrungswerte vorliegen. Deshalb wurde 2007 ein Projekt zur Verfeinerung der PEGASOS-Studie, das PEGASOS Refinement Project (PRP) gestartet, das voraussichtlich im Mai 2013 abgeschlossen werden wird.

Nationale Organisationen Notfall-Management (ausserhalb der Kernkraftwerke) Internationale Kooperation Als Grundlage für die Diskussionen bei der Konferenz hatte das ENSI im Mai 2012 den Schweizer Länderbericht bei der IAEA eingereicht. Dieser beschreibt die Aktivitäten der Schweiz, die darauf abzielen, Lehren aus dem Unfall von Fukushima zu ziehen. Er wurde auf der Website des ENSI veröf-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

fentlicht (www.ensi.ch ▶ Dokumente ▶ Konventi-

Schweizer Länderberichts erfüllt die Schweiz ihre

onen)

Pflichten zur Entsorgung von radioaktiven Abfäl-

Die Schweizer Delegation plädierte für eine Ver-

len. Zudem beurteilten die internationalen Exper-

besserung der CNS, indem den Vertragsstaaten

ten den Sachplan geologische Tiefenlager als

mehr verbindliche Verpflichtungen auferlegt wer-

zweckmässiges Vorgehen für die Standortwahl

den. Diese Verpflichtungen betreffen unter ande-

eines Tiefenlagers für radioaktive Abfälle. Die Vor-

rem die Verwendung von neusten, dem Stand von

gehensweise garantiere, dass Sicherheit oberste

Wissenschaft und Technik entsprechenden Gefähr-

Priorität bei der Auswahl hat. Ausserdem ermögli-

dungsannahmen bei der Sicherheitsüberprüfung

che die Prozedur den Einbezug von Betroffenen,

von Kernkraftwerken. Die Schweiz forderte zu-

Anrainerstaaten und internationalen Experten. An-

dem, dass die internationalen Überprüfungsmissi-

dere positive Aspekte sahen die internationalen Ex-

onen verbindlich werden und trat für mehr Trans-

perten in den Überprüfungen, denen sich das ENSI

parenz auf internationaler Ebene ein.

laufend unterziehe, sowie in den veröffentlichten

Ein Ergebnis dieses ausserordentlichen Treffens ist

Berichten im Nachgang zum Reaktorunglück von

eine Erklärung, in der sich die Vertragsparteien zur

Fukushima Daiichi. Das Vorliegen eines Entsor-

Stärkung der Prinzipien des Übereinkommens be-

gungsprogramms und die periodische Prüfung der

kennen. Zudem wurden Änderungen der Richtli-

Entsorgungskosten, die alle fünf Jahre durchge-

nen zur CNS (Guidance Documents) verabschie-

führt wird, erachteten die Experten zudem als eine

det, die praktische Verbesserungen beim Inhalt der

gute Vorgehensweise. Die Experten empfahlen die

Länderberichte und bei deren Diskussion während

Erstellung einer Richtlinie zum Rückbau von Kern-

den Konferenzen bringen. Die Vorschläge von

anlagen, was das ENSI gegenwärtig umsetzt. Eine

Russland und der Schweiz zur Änderung der Kon-

zusätzliche Schlussfolgerung der Mitglieder der

vention selbst waren dagegen in dieser Form nicht

Joint Convention betraf die Umsetzung der Emp-

konsensfähig. Die Vertragspartner einigten sich

fehlungen, die aus der Überprüfungsmission des

stattdessen darauf, eine Arbeitsgruppe (Working

IRRS (Integrated Regulatory Review Service) in

Group on Effectiveness and Transparency) einzu-

2011 hervorgingen. Das ENSI hatte hierzu einen

setzen. Das ENSI wird in dieser vertreten sein. Diese

Massnahmenplan definiert und wird die IRRS-Emp-

Arbeitsgruppe soll bis Ende 2013 Verbesserungs-

fehlungen stufengerecht umsetzen.

vorschläge für die CNS und dessen Überprüfungsprozess ausarbeiten, die dann anlässlich der nächsten 6. regulären Konferenz vertieft diskutiert werden sollen.

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

3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks Das nach den beiden Vorläufer-Verträgen – der OSLO-Konvention (OSCOM) von 1972 und der Paris-Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte OSPAR-Übereinkommen wurde 1992 in Paris abgeschlossen und trat am 25. März 1998 nach der Ratifikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die

Ziel

dieses

internationalen

Übereinkommens

Vertragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland,

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

Dänemark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien,

ein hohes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Be-

Irland, Island, Luxemburg, Norwegen, Nieder-

handlung und Lagerung abgebrannter Brennele-

lande, Portugal, Spanien, Schweden sowie die Eu-

mente und radioaktiver Abfälle zu erreichen und

ropäische Union verpflichten sich, die Meeresver-

zu erhalten. Die Schweiz hat die Joint Convention

schmutzung als Folge menschlicher Aktivitäten zu

1997 unterzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei

bekämpfen. Beispielsweise verbietet das Überein-

der CNS sind die Vertragsparteien verpflichtet, die

kommen die Abfallversenkung sowie die Verbren-

Grundsätze des Übereinkommens anzuwenden,

nung von Abfällen auf See. Das ENSI vertritt die

und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbe-

Schweiz im Komitee über radioaktive Substanzen

richt. Die 4. Überprüfungskonferenz hat vom 7. bis

RSC der OSPAR, das sich mit der Einleitung von Ra-

16. Mai 2012 stattgefunden, an der das ENSI die

dioaktivität in die Nordsee und den Nordostatlantik

Schweiz vertreten hat. Gemäss der internationalen

befasst. Das Ziel der OSPAR im Bereich radioaktive

Beurteilung des im Oktober 2011 eingereichten

Substanzen ist es, die künstlich eingetragene

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Radioaktivität bis zum Jahr 2020 so weit wie mög-

heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll-Be-

lich zu reduzieren. Im Rahmen der jährlichen Be-

stimmungen» formuliert.

richterstattung hat die Schweiz im Jahr 2012 die in

Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety

Aare und Rhein abgeleiteten radioaktiven Stoffe

Requirements weiter aus und schlagen Mass-

aus den Kernanlagen, der Industrie und den Spitä-

nahmen und Verfahren zur Einhaltung der Sa-

lern gemeldet.

fety Requirements vor. Die Empfehlungen in den Safety Guides sind als «Sollten-Bestimmungen»

3.2 Multilaterale Zusammenarbeit

formuliert und zeigen Wege auf, wie die Umsetzung der Safety Requirements erfolgen kann. Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung der

3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA

Massnahmen sollte aber begründet oder es sollte eine gleichwertige andere Massnahme ergriffen werden.

Die IAEA mit Hauptsitz in Wien unterstützt die si-

Die Safety Principles und Requirements werden

chere und friedliche Nutzung der Kerntechnik. Sie

vom Board of Governors, einem Ausschuss von 35

wurde 1957 als «Atoms for Peace»-Organisation

Mitgliedsstaaten der IAEA, verabschiedet, die Sa-

der Vereinten Nationen gegründet und hat heute

fety Guides vom Generaldirektor der IAEA. Die

158 Mitgliedsstaaten. Sie richtet ihre Arbeit auf die

Commission on Safety Standards (CSS) leitet die

nukleare Sicherheit sowie die Sicherung und Über-

ständige Weiterentwicklung der Safety Standards.

wachung spaltbarer Kernmaterialien aus. Weiter

Der CSS sind vier Fachkomitees zugeordnet, beste-

fördert die IAEA die Forschung und Technik für die

hend aus Experten der Mitgliedsstaaten, die mit

Anwendung ionisierender Strahlung in der Medi-

Unterstützung des IAEA-Sekretariats die Safety Re-

zin, Nahrungsmittelsicherheit, Landwirtschaft und

quirements und Guides erarbeiten: Nuclear Safety

Umweltüberwachung. Das höchste Gremium der

Standards Committee (NUSSC, Reaktorsicherheit),

IAEA ist die Generalkonferenz der Mitglieds-

Radiation Safety Standards Committee (RASSC,

staaten, die normalerweise einmal jährlich tagt.

Strahlenschutz), Waste Safety Standards Commit-

Das ENSI ist in zahlreichen Kommissionen und Ar-

tee (WASSC, Umgang mit radioaktiven Abfällen)

beitsgruppen der IAEA vertreten (siehe Anhang B).

und

Transport

Safety

Standards

Committee

(TRANSSC, Transporte nuklearer Güter). Die Exper-

3.2.2 IAEA Safety Standards

ten beraten das IAEA-Sekretariat im betreffenden Fachgebiet und sind bei der Entwicklung und Revi-

Das Sicherheitsniveau von Kernanlagen soll welt-

sion der Safety Standards federführend. Das ENSI

weit einen vergleichbar hohen Stand haben. Das

ist in allen vier Fachkomitees vertreten.

international geforderte Niveau wird von der

Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer

IAEA erarbeitet und in den Safety Standards defi-

Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den

niert (siehe unter www-ns.iaea.org/standards/). Sie

Mitgliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI

reflektieren den Stand von Wissenschaft und Tech-

nochmals die Möglichkeit, Änderungswünsche

nik und werden aktualisiert, wenn sich neue Er-

einzubringen. Im Jahr 2012 wurden folgende Sa-

kenntnisse aus Betriebserfahrung oder Forschung

fety Standards veröffentlicht:

ergeben. Die Safety Standards umfassen alle The-

SSG 15:

menbereiche der Reaktorsicherheit, des Strahlen-

Storage of Spent Nuclear Fuel

schutzes, des Transports nuklearer Güter und der

SSG 16:

Entsorgung radioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich

Establishing the Safety Infrastructure for a Nu-

in drei hierarchische Stufen:

clear Power Programme Specific Safety Guide

In den 2006 publizierten Fundamental Safety

SSG 17:

Principles werden 10 Grundprinzipien für die

Control of Orphan Sources and Other Radioac-

nukleare Sicherheit als Voraussetzung für das

tive Material in the Metal Recycling and Produc-

übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und

tion Industries Specific Safety Guide

Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisie-

SSG 20:

render Strahlung» ausgeführt.

Safety Assessment for Research Reactors and

Die Safety Requirements konkretisieren diese

Preparation of the Safety Analysis Report

Grundprinzipien und legen themenspezifische Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

SSG 21:

Beobachtungen und Gesprächen mit den Behör-

Volcanic Hazards in Site Evaluation for Nuclear

den verfasst das Expertenteam – zumeist hochran-

Installations

gige Vertreter der Aufsichtsbehörden von IAEA-

SSG 22:

Mitgliedsländern – einen Bericht, in dem es auf

Use of a Graded Approach in the Application of

Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf gute

the Safety Requirements for Research Reactors

Praxis hinweist. Zwei bis drei Jahre nach einer IRRS-

SSG 23:

Mission wird im Rahmen einer Folgemission über-

The Safety Case and Safety Assessment for the

prüft, inwieweit das geprüfte Land die Empfeh-

Disposal of Radioactive Waste

lungen des Expertenteams umgesetzt hat.

SSG 24:

Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts-

Safety in the Utilization and Modification of

behörde bereits 1998 überprüfen. Die Empfeh-

Research Reactors

lungen aus dieser Überprüfung und der Folgemis-

SSR2/1:

sion von 2003 trugen massgeblich dazu bei, dass

Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific

das ENSI eine unabhängige öffentlich-rechtliche

Safety Requirements

Anstalt des Bundes geworden ist und nach einem

SSR6:

integrierten Aufsichtskonzept arbeitet. Erneut er-

Regulations for the Safe Transport of Radioac-

folgte eine Überprüfung der Schweiz im November

tive Material

2011, an der 24 Experten aus 14 Nationen beteiligt

Im Gefolge des nuklearen Unfalls im japanischen

waren. Die IAEA hat den Schlussbericht der Über-

Fukushima einigten sich die Mitgliedsstaaten an

prüfungsmission des Integrated Regulatory Review

der Generalkonferenz vom September 2011 auf ei-

Service IRRS im Mai 2012 abgeschlossen. Darin

nen IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit die-

sind 19 Hervorhebungen von guter Praxis, 12 Emp-

sem Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwilligen

fehlungen und 18 Anregungen enthalten (siehe

– Massnahmen, um die nukleare Sicherheit welt-

auch

weit zu verbessern. Die Schweiz hat die Verab-

2011). Das ENSI hat bis Ende 2012 für die Empfeh-

schiedung dieses Aktionsplanes begrüsst und ar-

lungen einen Massnahmenplan entwickelt. Die

beitet derzeit aktiv an der Umsetzung der einzelnen

Umsetzung der Massnahmen ist auf gutem Weg.

Massnahmen. Im 6. Länderbericht der Schweiz zur

Das ENSI strebt an, 16 von 25 Empfehlungen und

CNS, welcher im Jahr 2013 der IAEA eingereicht

Anregungen, die im eigenen Kompetenzbereich

wird, wird die Schweiz über den Stand der Umset-

liegen, Ende 2013 realisiert zu haben. Folgende

zung der einzelnen Massnahmen berichten.

Massnahmen sind auf dem Weg der Umsetzung:

www.ensi.ch

▶ Dossiers

▶ IRRS-Mission

Stilllegung:

3.2.3 Integrated Regulatory Review Service (IRRS)

Internationale Vernetzung: Die Empfehlung, dass

Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit

nal stärker engagieren soll, wurde durch die Betei-

einem internationalen Expertenteam, ob dessen

ligung in der Working Party on Dismantling and

Nuklearaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die

Decommissioning (WPDD) der Nuclear Energy

Schweiz hat diese internationale Überprüfung in

Agency der Organisation for Economic Coopera-

Art. 2 Abs. 3 der ENSI-Verordnung gesetzlich ver-

tion and Development (OECD/NEA) umgesetzt.

ankert: «Es [Das ENSI] lässt sich periodisch im Hin-

Weiter hat das ENSI die Verfügbarkeit von ausrei-

blick auf die Erfüllung der Anforderungen der IAEA

chend qualifiziertem Personal für die Aufsicht über

durch externe Expertinnen und Experten überprü-

die Stilllegung durch die Schaffung seiner neuen

fen.» Auch die EU hat in ihrer Mitte 2009 in Kraft

Sektion Stilllegung im August 2012 eingeleitet.

gesetzten EURATOM-Richtlinie für die Sicherheit

Diese soll in den nächsten Monaten weiter ausge-

kerntechnischer Anlagen eine entsprechende Ver-

baut werden.

pflichtung eingeführt, dass die Mitgliedsstaaten

Regelwerk:

sich das ENSI im Bereich der Stilllegung internatio-

mindestens alle zehn Jahre eine Überprüfung der

Die IRRS hat ausserdem auf die zeitgerechte Ver-

nuklearen Gesetzgebung und Aufsicht durch inter-

vollständigung des Regelwerks hingewiesen. Das

nationale Experten (Peer Review) durchführen las-

ENSI wird seine Aktivitäten in diesem Bereich for-

sen.

cieren. So ist vorgesehen, dass bis Ende 2013 eine

Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf-

neue Richtlinie für die Stilllegung von Kernkraft-

sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukleare

werken in Kraft tritt.

Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unterlagen,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Personal:

PRIS gibt es schon seit 40 Jahren und ist als Infor-

Die Massnahmen für ausreichend qualifiziertes

mationsquelle für die Kernkraftwerke einzigartig.

Personal und das Personalentwicklungskonzept

Die Grunddaten über die Kernkraftwerke der Welt

werden im Rahmen des Projekts Human Capital

werden beispielsweise von folgenden Organisati-

Management bearbeitet. Das Konzept wurde im

onen genutzt: IAEA, OECD, Europäische Kommis-

Berichtsjahr erstellt. Die Umsetzung der ersten

sion, World Energy Council, International Centre

Schwerpunkte im Bereich Ressourcenplanung und

for Theoretical Physics ICTP, Europäischer Verband

Weiterbildung wird im 2013 gestartet.

für Strom- und Wärmeerzeugung, World Nuclear

Änderungen im Gesetzeswerk:

Association und die World Association of Nuclear

Massnahmen, die nicht oder nicht allein in den

Operators. Aus den Datensätzen in PRIS erstellt die

Aufgabenbereich des ENSI fallen, wurden im Be-

IAEA jährlich die Publikationen Nuclear Power Re-

richtsjahr bei den zuständigen Instanzen einge-

actors in the World, Country Nuclear Power Pro-

speist. Insbesondere in den Bereichen Gesetzes-

files und Operating Experience with Nuclear Power

werk

kann

Stations in Member States. Die wichtigsten Daten

jedoch nicht mit kurzfristigen Änderungen gerech-

sind im Internet unter www.iaea.org/pris abrufbar.

net werden. Die Experten der IAEA haben eine

Die Datenbank für Kernenergieliteratur (Internati-

Stärkung der Aufsicht empfohlen. Eine weitere

onal Nuclear Information System INIS) wurde 1970

hergeleitete Massnahme betrifft die Verankerung

gestartet, indem bereits existierende Literatur-

im Regelwerk einer unabhängigen Überprüfung

sammlungen (Nuclear Science Abstracts) einzelner

von sicherheitsrelevanten Unterlagen durch den

Staaten, vor allem der USA, der ehemaligen So-

Betreiber. Diesbezüglich enthält die Kernenergie-

wjetunion und Grossbritanniens zusammenge-

verordnung verschiedene Ansatzpunkte für eine

führt wurden. Seither wurde die Datenbank konti-

entsprechende Pflicht der Betreiber. Die Anforde-

nuierlich vergrössert und ihre Funktionen wurden

rung wird im Rahmen der Revision der Richtlinie

verbessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm-Ver-

G07 genauer spezifiziert.

sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst

Der detaillierte Umsetzungsplan der IRRS Empfeh-

über CD-Versand ab 1992, später über Internet.

lungen ist auf der Homepage des ENSI ersichtlich:

Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds-

(www.ensi.ch ▶ Suchbegriff: IRRS Massnahmen-

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

plan). Die Follow-Up Mission wird voraussichtlich

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

2015 stattfinden.

tenbank über 3,5 Mio. Einträge.

und

Strahlenschutzgesetzgebung

Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS-Programm der IAEA und stellte bisher Experten für 17 Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur Verfügung. Drei dieser Missionen wurden vom ENSI

3.3 Kernenergieagentur NEA der OECD

geleitet. Die Erfahrungen zeigen, dass durch Teilnahme an solchen internationalen Expertenüber-

Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency

prüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für die

NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam-

Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden. Den

menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die si-

Anstoss für die Einführung von Werksinspektoren

chere und friedliche Nutzung der Kernenergie. 30

gab beispielsweise die Teilnahme an einer IRRS-

der 34 OECD-Staaten waren 2012 Mitglied der

Mission nach Grossbritannien.

NEA, 2013 tritt zudem Russland als Vollmitglied bei. Zusammen verfügen sie dann über rund 90%

3.2.4 IAEA-Datenbanken

der weltweiten nuklearen Stromerzeugungskapazität. Die NEA mit Sitz bei Paris unterstützt ihre Mit-

Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über 20

gliedsländer bei der Weiterentwicklung der tech-

Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke,

nischen,

Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven

Grundlagen. Sie fördert das gemeinsame Ver-

Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich. An

ständnis für Schlüsselfragen der nuklearen Sicher-

zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken ar-

heit und erarbeitet Stellungnahmen, die den Mit-

beitet das ENSI mit. Diese sind das Power Reactor

gliedsstaaten

Information System (PRIS) und das International

können. Die Kernkompetenzen der NEA sind die

Nuclear Information System (INIS).

Reaktorsicherheit, Aufsicht über Kernanlagen, Ent-

wissenschaftlichen

als

und

rechtlichen

Entscheidungsbasis

dienen

sorgung radioaktiver Abfälle, Strahlenschutz, wirt-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

schaftliche und technische Analysen des Brenn-

Methode wurde an den OECD Council weitergelei-

stoffkreislaufs, Kernenergierecht und -haftpflicht

tet. Zudem hat das Steering Committee im Be-

sowie die Information der Öffentlichkeit. Die NEA

richtsjahr beschlossen, Russland ab 2013 als neues

unterstützt eine Vielzahl von Forschungsvorhaben

Mitgliedsland der NEA aufzunehmen. Somit wird

auf diesen Gebieten. Die meisten der NEA-Berichte

Russland das erste Nicht-OECD-Mitglied der NEA

sind frei auf dem Internet erhältlich unter

sein.

http://www.oecd-nea.org/pub. Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu-

3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwerpunktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht,

Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nuklearen

das Committee on the Safety of Nuclear Installa-

Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr und

tions (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich der

diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit von

Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommissionen

Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus dieser

haben eine Reihe von permanenten Arbeitsgrup-

Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in Ar-

pen und speziellen Gruppen, die ad hoc zur Bear-

beitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das

beitung aktueller Themen eingesetzt werden. Im

CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen:

Bereich Strahlenschutz ist das Committee on Radi-

Working

Group

Operating

Experience

ation Protection and Public Health (CRPPH) aktiv

(WGOE);

und im Bereich Entsorgung das Radioactive Waste

Working Group on Inspection Practices (WGIP);

Management Committee (RWMC). Weitere Ar-

Working Group on Public Communication of

beitsbereiche der NEA sind wissenschaftliche Da-

Nuclear Regulatory Organisations (WGPC);

tenbanken, Kernenergierecht, Entwicklung der

Working Group on the Regulation of New Reac-

Kernenergie, Kernenergie und Nachhaltigkeit so-

tors (WGRNR).

wie Kernenergie und Gesellschaft. Geleitet und

An den CNRA-Tagungen erstatten die Arbeitsgrup-

überwacht wird die ganze Organisation vom Stee-

pen jeweils Bericht. Die CNRA koordiniert – wie die

ring Committee for Nuclear Energy.

anderen Kommissionen – die Tätigkeiten der Arbeitsgruppen und genehmigt die Publikation von

3.3.1 Steering Committee for Nuclear Energy

Berichten. Die WGOE hat das Ziel, die nukleare Sicherheit durch den Austausch betrieblicher Erfahrungen

Das ENSI vertritt die Schweiz zusammen mit dem

insbesondere im Zusammenhang mit Vorkomm-

Bundesamt für Energie im Steering Committee.

nissen in Kernanlagen zu verbessern. Dazu betreibt

Dieses überwacht die Arbeit der Kommissionen,

die NEA zusammen mit der IAEA eine Vorkomm-

erstellt die Strategie und genehmigt die Zwei-

nis-Datenbank, das International Reporting System

jahres-Arbeitspläne sowie das Budget der NEA.

for Operating Experience (IRS). Für das ENSI ist die

Letzteres war auch im Berichtsjahr ein zentrales

WGOE eine wichtige Quelle für Informationen zu

Diskussionsthema. Die NEA ist seit 2008 gezwun-

Vorkommnissen und daraus abgeleiteten Lehren.

gen, ohne Budgetwachstum auszukommen. Die

In der Folge von Fukushima wurden die Vorteile

Beiträge der neuen Mitglieder Polen und Slowe-

und Nachteile klassischer konservativ ausgelegter

nien wurden dazu verwendet, diejenigen der

Kernkraftwerke mit überschaubarer Technik ge-

übrigen Mitglieder zu senken. Die NEA Budget Ad-

genüber komplexen Kernkraftwerk-Designs erör-

visory Group schlug daher eine neue Berechnungs-

tert. Zum Thema Fukushima haben im Berichtsjahr

methode für die Beiträge der Mitgliedsländer vor,

zudem mehrere Staaten über die jeweiligen Ver-

welche die Grösse des Nuklearsektors in jedem

besserungsmassnahmen in ihren Anlagen berich-

Land berücksichtigt. Ziel wäre, nach weiteren zwei

tet. Eine Task Group beschäftigt sich mit Vorläufer-

Jahren des Nullwachstums (Zero Nominal Growth)

ereignissen von Fukushima (precursor events) und

in den darauffolgenden vier Jahren zu einem nomi-

will im 2013 Jahr dazu einen Bericht fertigstellen.

nalen Wachstum entsprechend der Inflation zu

Ferner gewinnt ein neues Thema im Rahmen der

kommen (Zero Real Growth), um die NEA nicht

WGOE zunehmend an Bedeutung, und zwar Non-

weiter faktisch schrumpfen zu lassen. Jedoch fand

conforming, Counterfeit Fraudulent and Suspect

dieser Vorschlag keinen Konsens innerhalb des

Items (NCFSI). Es handelt sich dabei vorwiegend

Steering Committees, und die neu ausgearbeitete

um Klein- und Ersatzteile, die den Spezifikationen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

nicht entsprechen, gefälscht sind oder gefälschte

nicht nur in der eigenen Landessprache, sondern

Zertifikate aufweisen. Die Qualität der Teile wird

auch - wenigstens als Kurzfassung – in englischer

bewusst so niedrig gehalten, dass anfängliche

Sprache verfasst werden sollten. Einerseits soll ein

Funktionstests zwar bestanden werden, dass aber

englischer Kurztext zu einem Ereignis und zur be-

ein längerer Einsatz in z. B. klassierten Komponen-

hördlichen Einstufung sobald als möglich ins Inter-

ten zum Ausfall der Komponente führen kann. Es

net gestellt werden. Andererseits sollte ein erläu-

sind schon zahlreiche diesbezügliche Vorkomm-

ternder englischer Kurztext über das von der

nisse festgestellt worden. Die CNRA hat deshalb

WGPC speziell für schnelle internationale Kurzin-

eine Task Force (TGNCFSI) eingesetzt und ein ent-

formationen eingerichtete Flash-Newsnetz der

sprechendes Papier erarbeitet.

NEA als E-Mail abgesetzt werden. Am Jahrestref-

Die WGIP befasst sich mit Inspektionstätigkeiten in

fen wurde auch die Anwendung von «Social Me-

den Mitgliedsstaaten. Sie bewertet die Wirksam-

dia» (wie Twitter, Facebook) besprochen. Diese

keit von Inspektionen und analysiert Inspektions-

sind bei den meisten Behörden (NRO) derzeit in

methoden und -techniken im Zusammenhang mit

Planung oder im Aufbau begriffen. In einem weite-

aktuellen und zukünftigen Herausforderungen bei

ren Schritt führt eine Arbeitsgruppe der WGPC

der Aufsicht über die Kernanlagen. Neben den

eine diesbezügliche Erhebung innerhalb der WGPC

halbjährlichen Treffen führt sie alle zwei Jahre ei-

durch.

nen Workshop zu ausgewählten Themen mit einem erweiterten Teilnehmerkreis durch. Im Berichtsjahr wurde ein Workshop in der Schweiz or-

3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

ganisiert zu inspektionsrelevanten Themen, darunter zur Alterung, zum Thema Materialqualifikation,

Das CSNI beschäftigt sich mit sicherheitstech-

sowie zu den Kompetenzen der Betreiber. Im Jahre

nischen Aspekten der Auslegung, des Baus, des

2012 standen weiterhin neben der gegenseitigen

Betriebs und der Stilllegung von Kernanlagen. Ziel

Berichterstattung über inspektionsrelevante Neue-

ist es, die Mitgliedsstaaten darin zu unterstützen,

rungen in den Mitgliedsstaaten die Themen In-

die nötigen technischen und wissenschaftlichen

spektion von Instandhaltungs-Programm und -Ak-

Kompetenzen für die Beurteilung der Sicherheit

tivitäten sowie Inspektion der Notfallorganisation

von Kernanlagen zu erhalten und auszubauen. Das

im Zentrum der Arbeiten. Für ersteres wurde im

CSNI verfolgt den Stand von Wissenschaft und

Dezember vom CNRA ein Bericht verabschiedet.

Technik und erstellt darüber Berichte. Es fördert die

Für die Inspektion der Notfallorganisation wurde

Koordination von Forschungs- und Entwicklungs-

ein Fragebogen erstellt, der von den Mitgliedslän-

projekten in den Mitgliedsstaaten und veranlasst

dern im Berichtsjahr beantwortet wurde. Ziel ist es,

eigene Programme in Bereichen mit gemeinsamen

dazu einen Überblicksbericht zu erstellen. Schliess-

Interessen. Das CSNI tagt zweimal jährlich, disku-

lich hat die WGIP im Berichtsjahr ein Pilotprojekt

tiert dabei aktuelle Themen der nuklearen Sicher-

für multinationale Inspektionen gestartet. Mit zwei

heit und der Forschung, bespricht laufende und

sogenannten «Witnessed Inspections» in den Ver-

beschliesst neue Projekte. Das umfangreiche Ar-

einigten Staaten und Spanien sollen erste Erfah-

beitsprogramm bestreiten folgende permanente

rungen mit dieser Inspektionsform gewonnen wer-

Arbeitsgruppen:

den. Die Grundidee lehnt sich an die bereits in

Working Group on Integrity and Ageing of Com-

verschiedenen Staaten praktizierten Kreuzinspekti-

ponents and Structures (WGIAGE);

onen an. Neu sollen aber grössere Teams aus meh-

Working Group on Analysis and Management of

reren Ländern bei solchen Inspektionen teilneh-

Accidents (WGAMA);

men.

Working Group on Risk Assessment (WGRISK);

Die Kommunikation mit der Öffentlichkeit ist eine

Working Group on Human and Organisational

wichtige Aufgabe der Aufsichtsbehörden. Die

Factors (WGHOF);

WGPC befasst sich mit den Themen Transparenz

Working Group on Fuel Safety (WGFS);

der Tätigkeit von Aufsichtsbehörden, Information

Working Group on Fuel Cycle Safety (WGFCS).

der lokalen Bevölkerung um Kernanlagen, Wahr-

Daneben gibt es mehrere themenspezifische Grup-

nehmung der Behörde in der Öffentlichkeit sowie

pen und Forschungsprojekte (Details siehe die Inter-

Krisenkommunikation. Am Jahrestreffen 2012 der

netseite des CSNI: www.oecd-nea.org/nsd/csni). Das

WGPC wurde betont, dass bei Ereignissen von in-

ENSI ist im Komitee selbst und in allen erwähnten

ternationalem Interesse die offiziellen Mitteilungen

Arbeitsgruppen ausser der WGFCS vertreten.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Die WGIAGE befasst sich mit der Integrität und

deckt werden, werden beim «best-estimate»-Vor-

Alterung mechanischer Komponenten und Be-

gehen die Unsicherheiten des Berechnungsergeb-

tonstrukturen sowie der Erdbebensicherheit von

nisses explizit quantifiziert und analysiert.

Kernanlagen und umfasst drei Untergruppen zu

Die WGRISK hat die Aufgabe, die Entwicklung und

diesen Themen. Im April 2012 fand die Jahressit-

Anwendung der Probabilistischen Sicherheitsana-

zung der Hauptgruppe statt. Ein Schwerpunkt be-

lyse (PSA) voranzutreiben. Im Berichtsjahr wurden

schäftigte sich mit spezifischen Anforderungen an

folgende neue Aktivitäten gestartet:

den Langzeitbetrieb von Kernanlagen (Long Term

die Durchführung eines Workshops für die quan-

Operation LTO). Besonders interessant war die Fra-

titative Bestimmung des Risikos von Bränden.

gestellung, welche Erkenntnisse sich dazu aus dem

die Durchführung eines Workshops zum Thema

Unfall von Fukushima ergeben, und welche Zielset-

probabilistische Gefährdungsanalyse naturbe-

zung zukünftige Forschungsprojekte zu diesem

dingter externer Gefährdungen wie Erdbeben

Thema verfolgen können. Interessant für das ENSI

und extreme Wetterbedingungen.

ist insbesondere ein inzwischen gestartetes Projekt

Zudem wurden von der WGRISK drei Berichte zur

zu Sicherheitsmargen bezüglich starker Erschütte-

PSA bei neuen Reaktoren, zum Wissenstransfer bei

rungen (Metallic Component Margins under High

der PSA und zur Nutzung sowie dem Entwick-

Seismic Loads).

lungsstand der PSA fertig gestellt.

Die WGAMA beschäftigt sich mit der Thermohy-

Die WGHOF soll das Verständnis über den Einfluss

draulik des Reaktorkühlsystems sowie der Sicher-

von Mensch und Organisation auf die nukleare Si-

heits- und Nebensysteme, dem Verhalten eines be-

cherheit weiter verbessern. Zudem fördert die Ar-

schädigten Reaktorkerns, dem Verhalten und

beitsgruppe die Entwicklung und Anwendung von

Schutz des Sicherheitsbehälters (Containment)

Methoden zur Analyse und Bewertung der sicher-

und den Vorgängen, die bei der Freisetzung von

heitsrelevanten Aspekte im Bereich Mensch und

Spaltprodukten auftreten. Eine wichtige Grund-

Organisation. Im abgelaufenen Jahr schlug die

lage für die Arbeitsgruppe sind experimentelle

WGHOF eine neue Aktivität zur menschlichen Leis-

Forschungsarbeiten, die helfen, die bei Störfallen

tungsfähigkeit unter extremen Bedingungen vor.

auftretenden Phänomene zu verstehen und Com-

Dazu soll ein Bericht erstellt werden, der den Wis-

puterprogramme für die Modellierung von Stör-

sensstand darstellt und die wichtigsten Herausfor-

fallabläufen zu entwickeln. Folgende neue Aktivi-

derungen identifiziert. Dieser Vorschlag wurde

täten wurden im Berichtsjahr von der WGAMA

vom CSNI gutgeheissen. Der vom WGHOF erstellte

geplant:

Bericht zur Aufsicht und der Beeinflussung von

Ein Vergleich von schnell laufenden Modellie-

Führung und des Managements von Beaufsichtig-

rungen von schweren Unfällen, die bei Notfällen

ten wurde ebenfalls akzeptiert.

genutzt werden können. Sie tragen bei zur Be-

Die WGFS befasst sich mit der Sicherheit von Kern-

stimmung des Quellterms, der Ausbreitung von

brennstoffen. Ein wichtiges Thema sind Sicher-

radioaktiven Stoffen und der radiologischen

heitskriterien für das Verhalten von Brennstoffen

Auswirkungen.

unter Störfallbedingungen. Dazu zählen Kühlmit-

Erarbeitung eines Papiers zum technischen

telverlust-Störfälle (Loss of Cooling Accidents

Stand der gefilterten Containment-Entlastung.

LOCA) und Reaktivitätsstörfälle (Reactivity Initiated

Erstellung eines Papiers zu Entstehung, Trans-

Accidents RIA). Im Rahmen der WGFS fand ein

port und Risikomanagement von Wasserstoff bei

Workshop statt, bei dem Rechenprogramme für

schweren Unfällen.

das Brennstoffverhalten bei RIAs verglichen wur-

Vergleichende Berechnungen zur Auflösung ei-

den und an welchen sich Organisationen aus ins-

ner Schichtung von Gasen im Containment bei

gesamt 14 Ländern beteiligt haben. Im 2012

einem schweren Unfall.

wurde ein Bericht zu den Brennstoff-Sicherheitskri-

Erstellung eines Papiers zum Verlust der Kühlung

terien veröffentlicht. Er enthält Beiträge des ENSI

bei Brennelementbecken als Basis für einen um-

zu den in der Schweiz verwendeten thermohy-

fassenderen Überblicksbericht.

draulischen Kriterien und zu den Grenzwerten des

Zudem wurden Berichte von der WGAMA fertig

Brennstoffabbrands. Besonderes Augenmerk legt

gestellt, unter anderem zu einem Workshop, der

der Bericht auf aktuelle offene Fragen im Brenn-

sich mit sogenannten Best-Estimate-Methoden be-

stoffbereich, wie z. B. der Hüllrohrversprödung

fasste. Während Unsicherheiten bei Auslegung

und der Brennstofffragmentierung. Die WGFS

vielfach durch die Wahl konservativer Werte abge-

schloss zudem einen Bericht zu mechanischen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Tests an Hüllrohren im Hinblick auf RIA-Anwendungen ab. Darüber hinaus beschäftigte sich die

3.3.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC)

WGFS mit Siliziumcarbid als möglichem zukünftigen Hüllrohr-Material. Siliziumcarbid hält höhere

Das RWMC unterstützt die Mitgliedsstaaten bei

Temperaturen aus, was bei Unfällen mehr Zeit für

Fragen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im

Massnahmen lässt. Auch dieses Material kann aber

Zentrum steht dabei die Entwicklung von Strate-

bei sehr hohen Temperaturen brennen und setzt

gien für die sichere Entsorgung hochaktiver langle-

dann Wasserstoff und zudem Kohlenmonoxid frei.

biger Abfälle. Das ENSI hat im Hauptkomitee, in der RWMC-Arbeitsgruppe Integration Group for

3.3.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

the Safety Case of Radioactive Waste Repositories (IGSC) sowie im RWMC Regulators’ Forum Einsitz. Im Berichtsjahr hat sich das ENSI dazu entschlos-

Das CRPPH hat den Auftrag, aktuelle Themen und

sen, aus dem Forum on Stakeholder Confidence

Problemstellungen im Strahlenschutz zu bearbei-

(FSC) auszusteigen. Das FSC befasst sich mit den

ten, deren Auswirkungen auf die Sicherheit abzu-

sozialen Aspekten der Entsorgung von radioak-

schätzen und allenfalls geeignete Massnahmen zu

tiven Abfällen.

empfehlen. Es fördert die Umsetzung wissen-

Die IGSC beschäftigt sich mit dem Sicherheitsnach-

schaftlicher Erkenntnisse in Vorgaben für den

weis für ein geologisches Tiefenlager. Sie soll die

Strahlenschutz und verfolgt die Ausbildung. Es ist

Mitgliedsländer darin unterstützen, wirksame Si-

auch ein Forum für den Austausch von Information

cherheitsnachweise auf solider wissenschaftlich-

und Erfahrungen zwischen den Aufsichtsbehörden

technischer Grundlage zu entwickeln. Zugleich ist

und international im Strahlenschutz tätigen Gre-

die IGSC eine Plattform für den Austausch der in-

mien wie ICRP (International Commission on

ternationalen Experten. Das Schwerpunktthema

Radiological Protection), IAEA, WHO (World Health

der IGSC im Berichtsjahr war die Analyse und Be-

Organization), ILO (International Labour Organisa-

handlung der Ungewissheiten und deren Berück-

tion), UNSCEAR (United Nations Scientific Com-

sichtigung im Sicherheitsnachweis.

mittee on the Effects of Atomic Radiation) und IRPA (International Radiation Protection Association). Das CRPPH hat mehrere Ad-hoc-Expertenund -Arbeitsgruppen zu den Themen berufliche Strahlenexposition, Umsetzung von Empfehlungen

3.3.6 Komitee-übergreifende Aktivitäten als Reaktion auf den Unfall von Fukushima

der ICRP, Strahlenschutz und öffentliche Gesundheit, Einbezug von Betroffenen, neuester Stand

Das CNRA und das CSNI veranstalteten gemein-

der Technik sowie Notfallschutz. Das ENSI ist im

sam am 8. Juni 2011 ein Forum, auf dem die Er-

Komitee selbst sowie in dessen Working Party on

kenntnisse aus dem Unfall von Fukushima, die Ak-

Nuclear Emergency Matters (WPNEM) vertreten.

tivitäten in einzelnen Ländern und das weitere

Zudem stellt das ENSI den schweizerischen Verant-

Vorgehen im Rahmen der NEA diskutiert wurden.

wortlichen für das Informationssystem für beruf-

Das CNRA hat daraufhin eine spezielle Arbeits-

liche Strahlenexposition (Information System on

gruppe (Senior-Level Task Group STG) eingerichtet,

Occupational Exposure ISOE), der im Rahmen sei-

welche Informationen zusammenführt und die Ak-

nes Mandats auch die schweizerischen Zahlen-

tivitäten der NEA mit Bezug auf den Unfall von

werte für die weltweit benutzte ISOE-Datenbank

Fukushima koordiniert. Sie arbeitet mit den üb-

bereit stellt. Der Schwerpunkt der WPNEM-Arbei-

rigen Komitees eng zusammen, insbesondere mit

ten ist die Verbesserung der Notfallschutzplanung

dem CSNI und dem CRPPH. Die STG strebt an, das

und der Notfallorganisation auf internationaler

Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge ge-

Ebene. Im Berichtsjahr wurde die Auswertung ei-

nauer zu betrachten, insbesondere hinsichtlich der

ner Umfrage zu den durchgeführten internationa-

Robustheit der Sicherheitsebenen und deren Un-

len Notfallübungen INEX-4 (International Nuclear

abhängigkeit, der elektrischen Systeme, der letz-

Emergency Exercises) vorgestellt.

ten Wärmesenke sowie sogenannten Cliff-EdgeEffekten. Ein Cliff-Edge-Effekt liegt vor, wenn eine geringe Änderungen eines Parameters, wie zum Beispiel die Überflutungshöhe am Standort, eine sprunghafte Verschlechterung des Anlagenzu-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

standes bewirkt. Die Themen sollen an einem

Im Zentrum der Aufgaben der WENRA stehen

gemeinsamen CNRA/CSNI-Workshop sowie an

heute die Harmonisierung der Sicherheitsanforde-

einem weiteren Workshop der IAEA im Jahr 2013

rungen und die gemeinsame Antwort auf neue

vertieft behandelt werden.

Fragen, die sich zu Sicherheit und Aufsicht bei der Kernenergie in Europa stellen. Das Resultat der

3.4 Behördenorganisationen

Harmonisierungsbestrebungen

sind

technische

und organisatorische Vorgaben – sogenannte Safety Reference Levels (SRL) – die auf jede Kernan-

3.4.1 Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA)

lage anwendbar sind und die jedes Land in sein Regelwerk übertragen kann. Die WENRA erarbeitet SRL Levels für die Bereiche Reaktorsicherheit, Still-

Die Leiter der nuklearen Aufsichtsbehörden West-

legung von Kernanlagen, Lagerung sowie Entsor-

europas schlossen sich 1999 in der Western Euro-

gung radioaktiver Abfälle. Sie rief zu diesem Zweck

pean Nuclear Regulators’ Association (WENRA)

zwei Arbeitsgruppen, die Reactor Harmonisation

zusammen. Sie hatten damals das Ziel, einen ge-

Working Group (RHWG) und die Working Group

meinsamen Standpunkt zur Sicherheit von Kern-

on Waste and Decommissioning (WGWD) ins Le-

anlagen zu erarbeiten und die nukleare Sicherheit

ben. Ihr Auftrag lautet, die unterschiedlichen An-

in den Staaten der EU-Beitrittskandidaten aus ihrer

sätze für die nukleare Sicherheit zu analysieren, mit

Warte zu beurteilen. Die Studien der WENRA flos-

den Sicherheitsstandards der IAEA zu vergleichen

sen in einen Bericht der Europäischen Kommission

und Lösungen vorzuschlagen, wie Unterschiede

und in Empfehlungen für die Beitrittsverhand-

bereinigt werden können, ohne die Sicherheit zu

lungen ein. Heute zählt die WENRA 17 Mitglieder.

schwächen. Die SRL sollen den besten Stand der

Die Schweiz ist durch das ENSI vertreten und ge-

Praxis bezüglich Sicherheit reflektieren. 2010 kon-

hört zusammen mit Belgien, Deutschland, Finn-

stituierte sich zudem eine neue Arbeitsgruppe, die

land, Frankreich, Grossbritannien, Italien, den Nie-

WENRA Inspection Working Group (WIG). Sie setzt

derlanden, Spanien und Schweden zu den

sich mit der Inspektionsmethodik für Komponen-

Gründerstaaten. Im Jahr 2003 stiessen mit Bulga-

ten und Strukturen von Kernkraftwerken in den

rien, Litauen, Rumänien, der Slowakei, Slowenien,

Mitgliedsstaaten auseinander mit dem Ziel, vor-

Tschechien und Ungarn die Länder Mittel- und Ost-

bildhafte Lösungen (Good Practices) für eine Ver-

europas dazu, die selbst über Kernkraftwerke ver-

besserung und Harmonisierung auf europäischem

fügen. Europäische Nicht-Kernenergiestaaten so-

Niveau zu identifizieren. Ein Bericht zu Inspekti-

wie Russland, Armenien und die Ukraine nehmen

onen in Kernkraftwerken wurde 2012 veröffent-

als Beobachter bei der WENRA teil.

licht («Benchmarking the European inspection

Abbildung 2: WENRA-Frühlingstreffen 2012 in Zürich. Quelle: ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

practices for components and structures of nuclear

Die Hauptaktivitäten der ENSREG im Berichtsjahr

facilities», siehe unter www.wenra.org ▶ publica-

bezogen sich auf den EU-Stresstest und dessen Fol-

tions). Das Ziel dieser Arbeitsgruppe wurde im Be-

low-Up Aktivitäten. Die Betreiber der Schweizer

richtsjahr erreicht, somit wird diese Arbeitsgruppe

Kernkraftwerke waren vom ENSI im Jahr 2011 auf-

aufgelöst.

gefordert worden, sich am EU-Stresstest zu beteili-

Die Umsetzung der SRL im Bereich Reaktorsicher-

gen. Dieser wurde in Schweiz in derselben Weise

heit ist in den Mitgliedsstaaten sowohl auf Richtli-

durchgeführt wie in den EU-Ländern mit Kern-

nienebene wie auch beim Vollzug in den Kern-

kraftwerken. Er fokussierte auf die Sicherheitsre-

kraftwerken bereits weit fortgeschritten. Die in der

serven der Kernkraftwerke bei auslegungsüber-

WENRA vertretenen Behördenorganisationen er-

schreitenden Störfällen, die durch extreme externe

statten darüber periodisch Bericht, so auch im Jahr

Ereignisse wie Erdbeben und Überflutung ausge-

2012. Im Berichtsjahr veröffentlichte die RHWG im

löst werden. Weiter untersucht wurde die Reaktion

Weiteren eine Broschüre zur Sicherheit der Ausle-

der Kernkraftwerke auf den Verlust der Strom- und

gung neuer Kernanalagen sowie die Resultate

Kühlwasserversorgung. Schliesslich wurde die

eines Ländervergleichs der WGWD über die Um-

Wirksamkeit der Notfallschutzmassnahmen unter

setzung der SRL für die Lagerung radioaktiver Ab-

die Lupe genommen, die nach dem Ausfall der Si-

fälle und abgebrannter Brennelemente.

cherheitssysteme und Barrieren zur Anwendung

Im Zentrum stand jedoch die Mitwirkung in den

kommen. Das ENSI beteiligte sich auch an dem bis

Folgeaktivitäten des EU-Stresstests, sowie die Leh-

April 2012 durchgeführten Peer-Review-Prozess,

ren aus dem Unfall von Fukushima (Abbildung 2).

bei dem internationale Teams sowohl die Länder-

Dazu hat die WENRA sechs Gruppen innerhalb der

berichte als Ganzes («vertical review») als auch

RHWG neu geschaffen. Das Ziel dabei ist, dass die

themenweise (Vergleich der Kapitel aller Länderbe-

WENRA die wichtigsten Erkenntnisse aus dem EU-

richte als «horizontal review») nach einheitlichen

Stresstest übernimmt und in die SRL einarbeitet.

Kriterien bewerteten. Im Mai 2012 veröffentlichte

Die Arbeit der fünf technischen Arbeitsgruppen

die Europäische Kommission einen Abschlussbe-

«Mutual Assistance», «Natural Hazards», «Con-

richt, in dem die Resultate der Überprüfung der

tainment in Severe Accidents», «Accident Ma-

Kernkraftwerke der EU, sowie der Schweiz und der

nagement» und «Periodic Safety Review» wird von

Ukraine, in der Folge von Fukushima nach einem

der sechsten, der so genannten Koordinations-

international abgestimmten Vorgehen präsentiert

gruppe, gesteuert. Es ist vorgesehen, dass die Ar-

wurden. In der Folge publizierte die ENSREG einen

beitsgruppen im Jahre 2013 Vorschläge erstellen,

Aktionsplan, in dem alle am EU-Stresstest beteilig-

wie die neuen Erkenntnisse in die SRL eingebaut

ten Staaten aufgefordert wurden, eigene nationale

werden sollen.

Aktionspläne zu entwickeln, die die Umsetzung

Seit Ende 2011 ist Hans Wanner, Direktor des ENSI,

der Empfehlungen aus den EU-Stresstests darlegen

Vorsitzender der WENRA. Das ENSI stellt mit Stefan

sollen. Das ENSI hat den eigenen nationalen Akti-

Theis zudem den Vorsitzenden der WGWD.

onsplan ebenfalls der EU übermittelt und wird sich auch im Jahre 2013 weiter an den Follow-Up Akti-

3.4.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG)

vitäten aus dem EU Stresstest beteiligen. Im Jahr 2013 wird die ENSREG die Umsetzungsmassnahmen der teilnehmenden Länder voraussichtlich im

Die ENSREG wurde 2007 von der EU eingesetzt.

Rahmen einer Arbeitsgruppe überprüfen und ver-

Die Aufgaben umfassen ähnliche Themen wie die-

gleichen. Derzeit plant die ENSREG, dass die jewei-

jenigen der WENRA, nämlich die Harmonisierung

ligen nationalen Aktionspläne jedes Jahr aktuali-

der Anforderungen an die nukleare Sicherheit, der

siert

Anforderungen an die Lagerung abgebrannter

umgesetzten Massnahmen berichtet werden soll.

werden

sollen

und

über

die

bereits

Brennelemente und an die Entsorgung radioaktiver Abfälle sowie der Vorgaben für die Finanzierung von Stilllegung und Entsorgung. In beiden

3.4.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA

Gremien nehmen zumeist die gleichen Behördenvertreter Einsitz. Die Schweiz hat als Nicht-EU-Mit-

Die European Nuclear Security Regulators Associa-

glied in der ENSREG im Gegensatz zur WENRA kein

tion ENSRA ist eine europäische Plattform für den

Mitspracherecht, sondern lediglich Beobachtersta-

vertraulichen Informationsaustausch im sensitiven

tus.

Bereich der Sicherung kerntechnischer Anlagen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

und Einrichtungen sowie von Kernbrennstoff-

die Entwicklung eines umfassenden Verständ-

Transporten. Mitglieder der ENSRA sind Behörden

nisses der fundamentalen Prinzipien des phy-

und assoziierte öffentlich-rechtliche Körperschaf-

sischen Schutzes und

ten mit Zuständigkeiten für Fragen der nuklearen

die Förderung einer gemeinsamen Basis der nu-

Sicherung in europäischen Staaten mit zivilen Nu-

klearen Sicherung innerhalb Europas.

klearprogrammen. Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien

Im Berichtsjahr stand die ENSRA unter Vorsitz von

vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder

Hans Mattli, Leiter der Sektion Sicherung des ENSI.

Entwendung ist seit langem eine Frage der natio-

Das Jahrestreffen fand vom 4.–5. Oktober 2012 in

nalen und internationalen Gemeinschaft. Seit

der Schweiz statt und beinhaltete auch den Besuch

Mitte der 1990er-Jahre hat eine informelle Gruppe

der Kernkraftwerke Beznau und Leibstadt. Am

Europäischer Behörden einen gemeinsamen Infor-

Treffen nahmen insgesamt 14 Länder teil, darunter

mationsaustausch im Bereich der Sicherung ins Le-

Belgien, Deutschland, Finnland, Frankreich, Gross-

ben gerufen. Veranlassung war der Wille, die An-

britannien, Litauen, Niederlande, Polen, Slowakei,

sichten und Erfahrungen einzelner Länder im

Spanien, die Schweiz, Schweden, Tschechien und

sensitiven Bereich des Sabotageschutzes zu teilen

Ungarn (Abbildung 3). Inhalt der Fachgespräche

und in Bezug auf die eigenen Strukturen zu reflek-

beim ENSI waren vor allem die Aufnahme weiterer

tieren. Nach den Anschlägen in den USA im Sep-

Mitgliedsländer (Polen, Litauen, Rumänien und

tember 2001 hatte die Gruppe beschlossen, sich

Bulgarien) sowie die zukünftige Strategiefestle-

am 28. Oktober 2004 zur ENSRA zu vereinigen.

gung der ENSRA selbst. Weitere Themenbereiche

Die Mitgliedsländer treffen sich regelmässig min-

waren die Zusammenarbeit mit der Internationalen

destens jährlich unter wechselndem Vorsitz. Die

Atomenergie-Organisation IAEA für ein europä-

wesentlichen Ziele der ENSRA sind:

isches Ausbildungszentrums im Bereich der Siche-

der Austausch über regulatorische Sachverhalte

rung, zukünftige Arbeiten von Arbeitsgruppen der

der nuklearen Sicherung,

ENSRA und das weitere Vorgehen betreffend des

der Austausch zu aktuellen Sicherungsproble-

Stresstests zum Thema Sicherung.

men oder Ereignissen,

Abbildung 3: Die ENSRA an ihrem Jahrestreffen 2012 in Brugg. Quelle: ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

3.4.4 Heads of European Radiological protection Competent Authorities (HERCA)

EBRD verwalteten Nuklearfonds zur Behandlung radioaktiver Abfälle beim Kernkraftwerk Tschernobyl (Nuclear Safety Account) und zum Bau einer neuen Schutzhülle um den zerstörten Block 4 von

Die HERCA ist eine Vereinigung der für Strahlen-

Tschernobyl (Chernobyl Shelter Funds). Bei der Fi-

schutz verantwortlichen Behörden in Europa. Sie

nanzierung von Projekten über die Nuklearfonds

wurde 2007 gegründet, und 49 Behörden aus 31

treten oft komplexe Problemstellungen auf, deren

Ländern sind Mitglied der HERCA. Seit Januar

Lösung kerntechnische Kenntnisse voraussetzt.

2012 steht die HERCA unter dem Vorsitz von Sigur-

Das ENSI stellt dem SECO seine diesbezügliche

dur Magnusson, Direktor der isländischen Strah-

Fachkompetenz zur Verfügung. Finanziell trägt die

lenschutzbehörde. Es besteht aus einem Board of

Schweiz nur noch an den Chernobyl Shelter Fund

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

bei.

den Arbeitsgruppen WG European Radiation Passbook & Outside workers;

3.5 Bilaterale Zusammenarbeit

WG Non-medical sources and practices; WG Medical Applications;

Die bilaterale Zusammenarbeit mit den Nachbar-

WG Emergencies;

staaten Deutschland, Frankreich und Italien dient

WG Surveillance of collective doses from medical

dem gegenseitigen Informationsaustausch über

exposures.

die Sicherheit von Kernanlagen und über die Auf-

Das 10. Jahrestreffen fand vom 30.–31. Oktober

sicht. Eine besondere Bedeutung kommt dabei der

2012 in Paris statt. Unter anderem wurden dabei

grenzüberschreitenden Abstimmung zum Schutz

die Ziele und Aktivitäten der Forschungs-Plattform

der Bevölkerung bei einem Notfall zu. Dieser Punkt

MELODI (Multidisciplinary European Low Dose Ini-

ist auch Thema der jährlichen Gespräche mit Öster-

tiative) präsentiert. Die bisherigen Massnahmen im

reich.

Strahlenschutz basieren vorwiegend auf epidemiologischen Studien, die im Bereich niedriger Strahlendosen aus statistischen Gründen nur beschränkt aussagekräftig sind. Als niedrig gelten Strahlendo-

3.5.1 Gemischte Kommission FrankreichSchweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS)

sen unter 100 mGy, als sehr niedrig solche unter 10 mGy. Die Plattform MELODI soll dazu beitragen,

Die Commission franco-suisse de sûreté nucléaire

die zellbiologischen Mechanismen der Strahlen-

et de radioprotection (CFS) wurde 1989 auf Basis

wirkung besser zu verstehen. Der Direktor des In-

einer Vereinbarung zwischen den Regierungen der

stitut de Radiophysique in Lausanne ist im Auftrag

Schweiz und Frankreichs ins Leben gerufen. Die

des ENSI im Steuerungsgremium von MELODI und

Mitglieder der Kommission sind auf französischer

berichtet regelmässig über die laufenden Tätig-

Seite Vertreter der Aufsichtsbehörde Autorité de

keiten.

sûreté nucléaire ASN und auf schweizerischer Seite

Ein damit zusammenhängendes Thema sind Stu-

Vertreter des ENSI, des Bundesamts für Energie

dien über Krebserkrankungen in der Umgebung

BFE, des Bundesamts für Gesundheit BAG, der Na-

von Kernanlagen. Beim Jahrestreffen wurde eine

tionalen Alarmzentrale NAZ, des Eidg. Departe-

Studie belgischer Institutionen über Kinderleukä-

ments für Auswärtige Angelegenheiten EDA sowie

mie in der Umgebung der Kernkraftwerke Doel

ein Delegierter der Kantone. Für den Notfallschutz

and Tihange vorgestelt. Diese kam zum Schluss,

und für den Strahlenschutz im Bereich Medizin, In-

dass die verfügbaren Daten kein erhöhtes Risiko

dustrie und Forschung hat die CFS gemeinsame

für Leukämieerkrankungen zeigen.

Arbeitsgruppen. Zudem führen französische und schweizerische Fachleute regelmässig gemein-

3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa

same Inspektionen («inspections croisées») in

Die Schweiz ist Mitglied der Europäischen Bank für

beiden Ländern durch und nehmen als Beobachter

Wiederaufbau und Entwicklung (EBRD) und unter-

an Notfallübungen der anderen Partei teil. Diese

stützt osteuropäische Staaten im Bereich der nu-

bilaterale Zusammenarbeit wird von beiden Staa-

klearen Sicherheit. Das Staatssekretariat für Wirt-

ten als wertvoll und lehrreich gewürdigt.

schaft (SECO) vertritt die Schweiz bei den durch die

Im Zentrum der CFS-Hauptversammlung 2012,

Kernanlagen und Strahlenschutzeinrichtungen in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

welche vom 5.–7. September 2012 in Aix-en-Pro-

schutz) «Überprüfung der grenzüberschreitenden

vence stattgefunden hat, stand der Austausch

Informations- und Alarmierungswege im Rahmen

über die die Aktivitäten im Rahmen des EU-Stress-

der Übung SEISMO 2012», für die Arbeitsgruppe 3

tests, die Umsetzung der Erkenntnisse aus dem

(Strahlenschutz) «Erkenntnisse und Massnahmen

Unfall in Fukushima, sowie die aktuelle Lage im

infolge Fukushima», und für die Arbeitsgruppe 4

belgischen Kernkraftwerk Doel 3. Ein weiterer

(Entsorgung) «Entsorgung der Brennelemente aus

Schwerpunkt war die Frage zum weiteren Betrieb

kurzfristig stillgelegten KKW in Deutschland».

des Kernkraftwerks Fessenheim, das nur gut 30 Kilometer nördlich von Basel am Rhein steht. Die französische und die schweizerische Delegation

3.5.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich

vereinbarten eine Reihe weiterer «inspections croisées» auch im Bereich des Strahlenschutzes. Von

Der Schweizerische Bundesrat und die Regierung

französischer Seite wurde zudem versichert, dass

der Republik Österreich schlossen 1999 ein Ab-

man Informationen zum westlich von Genf liegen-

kommen über den frühzeitigen Austausch von In-

den französischen Kernkraftwerk Bugey dem Kan-

formation aus dem Bereich der nuklearen Sicher-

ton Genf zur Verfügung stellen könnte. Schliesslich

heit und des Strahlenschutzes. Da Österreich über

wurde auch eine neue gemeinsame Arbeitsgruppe

keine Kernkraftwerke verfügt, liegt der Schwer-

zum Thema Transport radioaktiver Abfälle ins Le-

punkt der Information bei den Vorgängen in der

ben gerufen.

Schweiz. Im Rahmen des 12. bilateralen Nuklearexperten-Treffens vom Juli 2012 orientierten die

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

Delegierten beider Staaten zu verschiedenen Themen, insbesondere zum Fachgutachten der österreichischen Umweltbundesamt GmbH zum Kernkraftwerk Mühleberg. Die österreichische Studie

Die DSK wurde 1982 mit einer Vereinbarung zwi-

widmet den extern bedingten Gefährdungen wie

schen den Regierungen der Schweiz und der Bun-

Erdbeben, Hochwasser und kombinierten Szena-

desrepublik Deutschland geschaffen. Die Kommis-

rien besondere Aufmerksamkeit. Weiter enthält

sion setzt sich aus Vertretern schweizerischer und

die Studie unter anderem eine Zusammenstellung

deutscher Bundesstellen, der Bundesländer Baden-

der Erkenntnisse aus den Ereignisabläufen in

Württemberg und Bayern sowie des Kantons Aar-

Fukushima, Betrachtungen zur Auswirkung eines

gau zusammen. In vier Arbeitsgruppen der DSK

schweren Unfalls in der Schweiz auf Österreich so-

vertiefen Fachleute die bilaterale Zusammenarbeit,

wie Schlussfolgerungen und Empfehlungen. Im

die von beiden Staaten als wichtig und wertvoll be-

Oktober 2012 erläuterte das ENSI in seiner ersten

urteilt wird. Ende Oktober 2012 führte die DSK in

Stellungnahme zu Handen des Bundesamts für

Lugano ihr 30. Jahrestreffen durch. Zentrale The-

Energie BFE, dass es keine neuen Aspekte im Zu-

men der Tagung waren die Folgeaktivitäten aus

sammenhang mit den aufgeworfenen Sicherheits-

dem EU-Stresstest, die Erkenntnisse aus dem nu-

fragen gibt und somit keinen zusätzlichen Hand-

klearen Unfall von Fukushima, der Informations-

lungsbedarf.

austausch über die Sicherheit der Kernanlagen und den Strahlenschutz in beiden Ländern, die Koordination der Notfallschutz-Massnahmen in der Umgebung der grenznahen Anlagen und die Fort-

3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit

schritte bei der Entsorgung radioaktiver Abfälle. Axel Vorwerk vom deutschen Bundesministerium

Mit Italien schloss die Schweiz 1989 ebenfalls ei-

für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit

nen Staatsvertrag ab, der wie die bilateralen Staats-

(BMU) und Hans Wanner, Direktor des ENSI, lei-

verträge mit den anderen Nachbarländern primär

teten die Tagung gemeinsam.

die gegenseitige Benachrichtigung bei nuklearen

Die vier DSK-Arbeitsgruppen berichteten über ihre

Ereignissen regelt. In Ergänzung dazu wurde im

im Jahre 2011 zusätzlich erhaltenen Mandate, die

Juni 2011 eine Vereinbarung zwischen dem ENSI

mit den Auswirkungen des Unfalls von Fukushima

und dem Istituto Superiore per la Protezione e la Ri-

im Zusammenhang stehen. Für die Arbeitsgruppe

cerca Ambientale ISPRA abgeschlossen. Ziel dieser

1 (Anlagensicherheit) war dies «Konsequenzen aus

Vereinbarung ist ein jährliches bilaterales Experten-

Fukushima», für die Arbeitsgruppe 2 (Notfall-

treffen. Das erste Treffen fand vom 22.–23. No-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 4: Die italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit an seiner ersten Sitzung in Rom. Quelle: ENSI

vember 2013 in Rom, unter der Leitung von Ste-

tory Commission (NRC) und dem ENSI für den Aus-

fano Laporta, Direktor von ISPRA und Hans

tausch von technischer Information und die Zu-

Wanner, Direktor des ENSI, statt (Abbildung 4). Die

sammenarbeit in Belangen der nuklearen Sicherheit

beiden Behörden haben einander über die nukle-

sowie das Umsetzungs-Übereinkommen bezüglich

are Sicherheit im Allgemeinen und anstehende

Teilnahme am NRC-Forschungsprogramm im Be-

Herausforderungen, insbesondere über die Still-

reich schwerer Unfälle. Im Berichtsjahr wurde das

legung und Entsorgung, informiert. Auch die Not-

Rahmenabkommen zwischen der NRC und dem

fallplanung und die Information bei Zwischenfällen

ENSI für weitere fünf Jahre verlängert.

oder Unfällen wurden angesprochen. Die nächste

Das ENSI empfängt im Weiteren regelmässig Dele-

Sitzung der Kommission soll im Jahr 2013 in der

gationen aus anderen Staaten, um die bilaterale

Schweiz stattfinden.

Diskussion über Nuklearsicherheitsfragen zu pflegen. Im Berichtsjahr besuchten unter anderem eine

3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit

Delegation der französischen Aufsichtsbehörde ASN, der belgischen Aufsichtsbehörde FANC, der

Zwischen der Schweiz und den USA bestehen bila-

US-amerikanischen Aufsichtsbehörde US NRC, der

terale Verträge für die gegenseitige Unterstützung

chinesischen sowie der japanischen Nuclear Waste

bei Fragen der Kernenergie-Sicherheit. Es handelt

Management Organization das ENSI.

sich um das Rahmenübereinkommen zwischen der amerikanischen Aufsichtsbehörde Nuclear Regula-

100

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht Auch im Jahr 2012 führte das ENSI die Überarbeitung des Richtlinienwerks weiter. Der aktuelle

4.2 ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen

Stand der Umsetzung dieses Konzepts kann dem Anhang D entnommen werden. Sowohl die gül-

Anlass für die Revision der Richtlinie ENSI-B02 war

tigen Richtlinien als auch diejenigen in Bearbeitung

die Revision der Richtlinie ENSI-G04. Die Berichts-

finden sich auf der Website des ENSI. Im Berichts-

pflichten wurden in Bezug auf radioaktive Gross-

jahr wurden vier Richtlinien revidiert, die kurz

komponenten, in den betrieblichen Lagerbecken

vorgestellt werden. Darüber hinaus hat das ENSI

gelagerte Reaktorabfälle und abgebrannte Brenn-

Anhörungen zu weiteren Revisionen von Richt-

elemente sowie die systematische Sicherheitsbe-

linien durchgeführt.

wertung erweitert. Die Revision der Richtlinie ENSI-

In seiner Eigenschaft als Aufsichtsbehörde oder

B02 wurde ebenfalls im März 2012 verabschiedet.

gestützt auf einen Auftrag in einer Verordnung erlässt das ENSI Richtlinien. Richtlinien sind Vollzugshilfen, die rechtliche Anforderungen konkretisieren und eine einheitliche Vollzugspraxis erleichtern. Sie

4.3 ENSI-B03: Meldungen der Kernanlagen

konkretisieren zudem den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik. Im Einzelfall kann das

Anlässlich der dritten Revision der Richtlinie ENSI-

ENSI Abweichungen zulassen, wenn die vorge-

B03 wurden die Meldekriterien bezüglich Schäden

schlagene Lösung in Bezug auf die Sicherheit und

an Abfallgebinden bzw. an Lagerbehältern und

Sicherung mindestens gleichwertig ist. Die bishe-

Versandstücken aufgrund der bisherigen Erfah-

rigen R-Richtlinien werden laufend durch soge-

rung angepasst und bestimmte Begriffe klarge-

nannte A-, B- und G-Richtlinien ersetzt. A-Richtli-

stellt bzw. präzisiert. Die Revision 3 wurde im März

nien beziehen sich auf die Anlagebegutachtung

2012 verabschiedet.

und B-Richtlinien auf die Betriebsüberwachung. G-Richtlinien widmen sich generellen Themen, die sowohl die Anlagebegutachtung als auch die Be-

4.4 ENSI-B11: Notfallübungen

triebsüberwachung betreffen. Gemäss der revidierten Richtlinie ENSI-B11 können

4.1 ENSI-G04: Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente

Stabsnotfallübungen neu 24 Stunden dauern. Bisher war eine Dauer von zwei bis vier Stunden vorgesehen. Abgesehen davon wurde die Richtlinie redaktionell an die geänderten und per 1. Januar 2011 in Kraft gesetzten Verordnungen über den Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen

Bei der Umsetzung der am 1. September 2010 ver-

(Notfallschutzverordnung, NFSV; SR 732.33), über

abschiedeten Richtlinie ENSI-G04 hat sich in der

die Organisation von Einsätzen bei ABC- und

Praxis bezüglich der Richtlinienanforderungen

Naturereignissen (ABCN-Einsatzverordnung; SR

punktuell Ergänzungs-, Konkretisierungs- bzw.

520.17) sowie über die Warnung und Alarmierung

Anpassungsbedarf gezeigt, was Anlass zur Revi-

(Alarmierungsverordnung, AV; SR 520.12) ange-

sion dieser Richtlinie gab. Die Änderungen betref-

passt. Die Revision der Richtlinie ENSI-B11 wurde

fen die Festlegungen für radioaktive Grosskompo-

im Dezember 2012 verabschiedet.

nenten, die Lagerung von Reaktorabfällen und abgebrannten Brennelementen in den betrieblichen Lagerbecken sowie die systematische Sicherheitsbewertung. Die Revision der Richtlinie ENSI-G04 wurde im März 2012 verabschiedet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

101

5. Strategie und Ausblick

Mit dem ENSI verfügt die Schweiz über eine funkt-

bereits umfangreiche Forschungen durchgeführt

ionell, institutionell und finanziell unabhängige

wurden, bleibt die Erdbebengefährdung für das

Aufsichtsbehörde für den gesamten Kernenergie-

ENSI weiterhin ein wichtiges Thema.

bereich, welche die nukleare Sicherheit und die Si-

Die Integrität des Brennstoff-Hüllrohrs als erster

cherung abdeckt. Sie setzt damit die Vorgaben des

Barriere ist ein weiterer Schwerpunkt, auch in der

Kernenergiegesetzes und des internationalen Über-

internationalen Forschung. Durch die rasch voran-

einkommens über die nukleare Sicherheit um. Das

schreitende Weiterentwicklung von Brennstoff-

ENSI steht vor einer Reihe grosser Herausforde-

und Hüllrohrmaterialien, abgestimmt mit einer op-

rungen. Hierzu gehören die Aufsicht über den

timierten Reaktorauslegung, wird versucht, die

Langzeitbetrieb der bestehenden Kernkraftwerke,

Anzahl von Brennstabschäden weiter zu minimie-

die Vorbereitungen zur Stilllegung der Anlagen,

ren. Der Übergang zu höheren Abbränden hat

das Sachplanverfahren zur Standortsuche für geo-

neue Fragestellungen zum Betriebs- und Störfall-

logische Tiefenlager, die Überarbeitung des beste-

verhalten aufgeworfen. Zudem können einige

henden Regelwerks sowie der Erhalt und weitere

Schädigungsmechanismen noch nicht abschlies-

Aufbau der Fachkompetenz. Gezielte Forschung

send geklärt werden.

und gute nationale und internationale Vernetzung

Durch die Mitwirkung in internationalen For-

spielen eine Schlüsselrolle bei der Bewältigung die-

schungskonsortien und die in Kapitel 3 beschrie-

ser Aufgaben.

benen Mitgliedschaften und Abkommen ist die in-

Bei der Auswahl der Forschungsprojekte hat die

ternationale Vernetzung des ENSI seit Jahren

Anwendbarkeit der Resultate in der regulatorischen

hervorragend und soll in Zukunft noch weiter aus-

Praxis für das ENSI eine hohe Priorität. Zentrale For-

gebaut werden. Das ENSI beteiligt sich aktiv an den

schungsthemen mit Relevanz für die aktuelle

Arbeiten verschiedener Gremien der IAEA und der

und zukünftige Aufsichtstätigkeit sind:

OECD. Seit Ende 2011 hat der Direktor des ENSI

Langzeitbetrieb der Kernkraftwerke, insbeson-

den Vorsitz in der «Western European Nuclear

dere Fragen der Alterung von Materialien;

Regulators‘ Association» (WENRA), welche auch in

Stilllegung und Entsorgung mit dem Näherrü-

den kommenden Jahren eine kontinuierliche

cken der Stilllegung einzelner Kernkraftwerke

Verbesserung und Vereinheitlichung der Si-

und dem Fortschreiten des Sachplans geolo-

cherheitsanforderungen in Europa anstreben

gische Tiefenlager;

wird.

extreme externe Ereignisse.

Der bilaterale Austausch mit den Nachbarländern

Im Zusammenhang mit den Untersuchungen des

wird im Rahmen regelmässiger Treffen gepflegt.

ENSI zu Fukushima hat sich gezeigt, dass eine in-

Ferner ist das ENSI in diversen Hochschulgremien,

tensivere Zusammenarbeit auf Bundesebene

internationalen Behördenorganisationen, Fachver-

im Bereich der Gefährdungsanalysen für ex-

bänden und Normenorganisationen vertreten und

treme Naturereignisse sinnvoll ist. Gemeinsam

vertritt die Schweiz bei der Erarbeitung und der

mit dem Bundesamt für Umwelt, dem Bundesamt

Umsetzung internationaler Übereinkommen, wie

für Energie und der MeteoSchweiz wurde die

beispielsweise der Convention on Nuclear Safety

«Plattform Extremereignisse» PLATEX ins Leben ge-

(CNS). Anlässlich der ausserordentlichen Konferenz

rufen. Derzeit befasst sich dieses Gremium mit

zur CNS im August 2012 setzte sich das ENSI für

Hochwasseranalysen. Ziel ist die Erstellung einer

mehr Verbindlichkeit und Transparenz im Be-

Gefährdungsanalyse, welche einen neuen Stand

reich der nuklearen Sicherheit ein und engagiert

von Wissenschaft und Technik definieren wird.

sich seitdem in der «Effectiveness and Transpar-

Wie aus Probabilistischen Sicherheitsanalysen be-

ency Working Group», welche bis 2014 zur Verbes-

kannt ist, tragen Erdbeben wesentlich zum Kern-

serung der CNS und ihrer Prozesse beitragen soll.

schadensrisiko der Schweizer Kernkraftwerke bei.

Der Schweizer Länderbericht zur 6. CNS im Jahr

Obwohl auf diesem Gebiet in der Vergangenheit

2014 wird derzeit erarbeitet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

103

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte Inhaltsverzeichnis OECD Halden Reactor Project

107

Project IFA-638â&#x20AC;&#x201C; TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys

115

SCIP II Program 2009-2014

123

SAFE

129

NORA

139

PISA-II

149

Bruchmechanik

157

IMPACT III â&#x20AC;&#x201C; Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

165

Expertengruppe Starkbeben

173

Human Reliability Analysis

183

STARS

191

PASSPORT

207

LINX

215

Code Assessment Program for MELCOR1.8.6

225

Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident (MSWI)

233

Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung

243

Zusammenarbeit in der praktischen Strahlenschutzforschung

253

RC Experiment Rock Mass Characterization

261

Climate Modelling of the Weichselian Glacial Period

269

Dating Swiss Deckenschotter using cosmogenic 10Be and 26Al

281

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

105

OECD Halden Reactor Project

Author und Co-author(s)

W. Wiesenack, Ă&#x2DC;. Berg

Institution

Institutt for energiteknikk, OECD Halden Reactor Project

Address

P.O.Box 173, NO-1751 Halden, Norway

Tel., E-mail, Internet address

+47 (0)69 21 22 00, www.ife.no/hrp

Duration of project

2012â&#x20AC;&#x201C;2014

ABSTRACT

irradiated BWR fuel rod. In-core materials were

The OECD Halden Reactor Project is an under-

tested to obtain data on stress corrosion crack-

taking of national organisations in 19 countries

ing and stress relaxation of reactor materials for

sponsoring a programme that provides key

plant lifetime assessments.

information for safety assessments and licensing

The research in the Man-Technology-Organ-

as well as for the reliable operation of nuclear

isation area comprises empirical studies of

power stations. The programme is using the Hal-

the interaction between the reactor operators

den reactor, the Kjeller hot laboratory, the Hal-

and process control systems. It also comprises

den Man-Machine Laboratory, the FutureLab

innovative work on Human System Interface

and the Halden Virtual Reality Centre for experi-

design and Control Room design. 3D visuali-

mental work.

sation technologies by means of Virtual and

The activities in the Fuels & Materials area pro-

Augmented Reality are being developed. Dur-

vide fundamental knowledge on the proper-

ing 2012, the final report was issued of the

ties and behaviour of nuclear fuels and materi-

International empirical validation of various

als under long-term use in reactors as well as

HRA methods. Various future operational

during transients. In 2012, fourteen in-core

concepts were prototyped to study highly au-

tests were executed, most of them in loops

tomated advanced plants. Improved methods

simulating the thermo-hydraulic conditions of

and techniques for plant state monitoring and

LWRs. In addition, seven tests were in prepa-

plant performance optimization were tested.

ration, and four underwent PIE. The tests en-

Software systems dependability addressed

compassed various types of fuels and materials

issues related to modernisation of digital I&C

with zero to high burnup or neutron fluence.

systems, requirements engineering, risk assess-

The LOCA test series continued with a pre-

ment, and error propagation.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

107

Project goals

periments are carried out using pre-irradiated test specimens of fuels and materials taken from com-

The Halden Reactor Projects research programme is

mercial reactors and re-instrumented at Institute

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

of energy technology’s Kjeller hot laboratory. This

detailed plan for 2012 [2].

provides the necessary realistic starting point for

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

experiments where fuel temperature, rod pressure,

materials area are to provide data on: fuel properties needed for design and licensing of

dimensional stability, corrosion and crack growth are being measured under representative thermal-

high burnup reactor fuel

hydraulic and water chemistry conditions.

fuel response to transients, in particular on phe-

The integral fuel performance test with Gd-doped

nomena occurring during loss-of-coolant accidents

fuel was unloaded after seven years of irradiation.

cladding creep, corrosion and hydriding to de-

Post-irradiation examination of the six rods has

termine mechanisms and operational conditions

started and will be completed in 2012.

that affect cladding performance, e.g. water

The long-term irradiation of VVER fuel continued.

chemistry issues

The experiment contains VVER-1000 additive fuel

stress corrosion cracking of reactor materials at

with enhanced grain size (25–30 µm) and stan-

representative stress conditions and water chem-

dard VVER fuel (11 µm grain size) as reference fuel.

istry environments for plant lifetime assessments

The test also contains fuel with 5% gadolinium.

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

In 2012, the large grain and reference fuels were

are to:

operated at powers of 16–18 kW/m keeping the

provide knowledge on how and why accidents

fuel temperature low enough to avoid fission gas

occur, with the aim to prevent them from hap-

release. The current burnup is about 53 MWd/

pening

kg oxide. The Gd-doped fuel, which has lower

establish empirical knowledge about human po-

enrichment and power, has reached a burnup of

tentials and limitations as operators in a control

23 MWd/kg oxide. Irradiation will continue in 2013.

room setting based on experiments carried out in

Athermal creep of UO2 fuel under irradiation is

HAMMLAB and the VR Centre

studied in a dedicated experiment aiming at gener-

develop advanced information and support sys-

ating data for improved modelling of fuel periphery

tems for use in plant optimization, operation and

behaviour during PCMI. The test comprises stan-

maintenance

dard UO2 fuel and commercial Cr-doped pellets.

develop methods and tools to improve the de-

When fuel densification was finished, axial stresses

pendability of software based systems

of 30, 45 and 60 MPa were applied at fuel temperatures of 400, 600 and 800 °C at a burnup of

Work carried out and results obtained

about 10 MWd/kg. In 2012, the temperature and load sequence was repeated at 20 MWd/kg. The estimated creep rates obtained in the second period were slightly higher than those from the first

The results from the OECD Halden Reactor Project’s

period, and the creep rates of Cr-doped fuels were

research programme are in detail reported to the

slightly higher than those of standard fuel. How-

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

ever, the differences are within the scatter of the

tant activities are summarised below.

measurements. A fission gas release test containing standard UO2

Fuels & materials research

fuel, Cr-doped and BeO-doped fuel is continuing.

The Halden Reactor was in planned operation ac- The six rods have been operated at heat rates of

108

cumulating about 190 full power days in 2012.

30–35 kW/m and fuel temperatures in the range

Fourteen experiments were irradiated in the HBWR

1200–1300 °C. The BeO-doped fuel, which is ex-

at various times as part of the joint research pro-

pected to have higher thermal conductivity than

gramme of the Halden Reactor Project, while seven

UO2 fuel, shows in fact the lowest temperatures.

tests were in preparation and four underwent post-

No fission gas release has been observed so far, and

irradiation examinations. The experiments com-

power will be gradually increased until the fission

prised studies of UO2 fuel, additive and gadolinia

gas release threshold is exceeded.

doped fuel as well as cladding and in-core mate-

Another LOCA test with BWR fuel (IFA-650.13) was

rials with various fluence levels. Many of the ex-

conducted in October 2012. The BWR fuel had

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

been irradiated in KKL Leibstadt to a burn-up of

CW 316LN (low SFE) samples show more creep/

73 MWd/kgU. The experimental conditions were

stress relaxation resistance than the CW 316 SS.

the same as those of IFA-650.12 except for the im- The aged Alloy 718 specimens exhibit significantly portant difference that the rod was designed to fail.

higher stress relaxation than the CW 316 SS speci-

The experiment was again prepared based on thor-

mens. For the CW 316 SS specimens, irradiation creep

ough design and test execution calculations by PSI.

and stress relaxation data were found to be consis-

As indicated by the rod pressure measurement, the

tent, and steady state creep rates are in agreement

rod ballooned and failed at 827 °C. A peak clad-

with previous fast reactor pressurised tube tests.

ding temperature of 861 °C was reached. There

The test will continue to a dose of 2 dpa.

was no evidence of gross fuel relocation from the

On-line instrumentation is of key importance for

temperature readings. Gamma scanning after un-

the in-pile tests performed in the Halden reac-

loading showed a clear ballooning and only small

tor. Although the instruments perform well, there

amounts of fuel (fragments) fallen to the bottom of

are continuous efforts to improve their accuracy,

the pressure flask.

to obtain more compact designs and to enhance

The in-pile corrosion and hydriding behaviour of

their measurement range. In addition, new types

modern Zircaloy-based PWR cladding materials is

of experiments sometimes necessitate the develop-

studied in aggressive water chemistry and thermal

ment of new types of instruments. Efforts in 2012

hydraulic conditions exceeding those currently al-

concentrated on further improving the iron/iron-

lowable in operating PWRs. The materials were

oxide reference electrodes for measuring the elec-

supplied by Westinghouse (USA/Sweden), AREVA

trochemical potential, and the in-core testing of on-

(France) and Japanese industry organisations. The

line corrosion measurement. Two methods were

assembly contains six test rods, each made up of

tried, namely Electrochemical Impedance Spectros-

four sub-segments. The second interim inspection

copy (EIS) and Potential Drop (PD) measurements.

was completed in May 2012 after about 320 full

A first data evaluation gave promising results. After

power days (assembly burnup: 22 MWd/kg UO2).

discharge, the oxide layer thicknesses on the test

The oxide thicknesses of the different cladding

rods will be determined by PIE for comparison/cali-

materials varied between 7.5–13 µm and between

bration against the in-core data.

10–16 µm, depending on position and in good The benefits of hydrogen water chemistry in miti-

Man-Technology-Organisation (MTO) research

agreement with the flux profile. gating the initiation of cracks in irradiated (about

The MTO research carried out at the Halden Proj-

13 dpa) 304L SS tensile test specimens is studied

ect is based on the Halden Man-Machine Labora-

with 18 specimens, 9 in high flux and 9 in low flux

tory (HAMMLAB), a world-wide reference facility

positions. The results are compared with specimen

for human factor studies and advice on control

failures occurring in normal water chemistry. The

room engineering. It provides the basis for studies

load is set to 75 and 95% of yield stress and cycled

on the performance of control room operators in

(20% reduction) once a day. Failed samples were

complex and automated environments. HAMMLAB

removed and replaced with dummies, and the frac-

is complemented by the Virtual Reality Laboratory,

ture surfaces were investigated using SEM. Both

a facility for rapid, interactive, high quality design

fully ductile failure and partial intergranular crack-

of control rooms. Tools to assist in verification

ing were observed. An approximate crack growth

and validation of such designs as well as tools for

rate of 2.7×10–6 mm/s is calculated for the inter-

maintenance training have been developed. Dur-

granular crack.

ing 2012 a new FutureLab has been established for

A long-term creep and stress relaxation study inclu-

early prototyping of operational concepts in highly

des thirty tensile specimens. Twelve of them are in-

automated plants.

strumented and prepared from Alloy 718, CW 316

Highlights of the work in the MTO area performed

SS, CW316 Nlot, CW316LN and SA 304L SS. The

in 2012 are given below.

uninstrumented specimen matrix comprises 6 Alloy 718, 6 CW 316 SS and 6 SA 304 SS samples. The spec-

Human Performance

imens are being irradiated at temperatures ranging

Past accidents and incidents have underscored the

from 290 to 390 °C. For the CW 316 SS specimens,

influence of human performance on the safety of

irradiation creep and stress relaxation data have

nuclear power plants. In upgrades of existing plants

been found to be consistent. The SA 304L and the

or in advanced reactors, the quality and reliability

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

109

of human performance in operation is expected to

HRA empirical study have been reviewed, and

remain significant for the safe operation of NPPs. Li-

analysis of the site interviews from this study has

censing of new designs will require improved efforts

started. The focus is to identify good practices

in analysing the new work environments and work

in scenario analysis and to identify differences in

organisation and their influence on safety. Human

the approach to scenario analysis between HRA

performance is therefore a key area of research.

analysts. Regarding issue (2) above, we have

The programme emphasises empirical research,

started planning an observational study of HRA

with special focus on experiments in HAMMLAB.

database use. We are in discussions with inter-

There is a strong focus on direct co-operation with

national partners to determine which HRA data-

active groups in the member organisations within

base to use and which HRA methods to include

this field of research. Main results:

in the study. Data collection is expected to start

HRA is one of the focus areas. The International

in the first half of 2013. The analysis of HRA dia-

HRA Empirical study co-ordinated by HRP has

ries and the site interviews is under preparation.

shown that it can be difficult for HRA analysts to

The analysis of the HRA diaries showed varia-

get a good understanding of how an emergen-

tion in the expertise of the analysis teams, in the

cy scenario is likely to unfold, what challenges it

depth of the scenario analysis, and in the goals

presents to the operators, how the operators are

of the scenario analysis e.g. focus on the timing

likely to respond, and where the operators are

of events or on operator work practices. These

likely to get into performance problems. Some

differences can be partly attributed to the HRA

HRA methods provide techniques for detailed sce-

methods used, however there was also variability

nario analysis, while other methods leave it to the

between teams using the same method. Similar

analysts how deeply they wish to delve into the

differences were found in the recording of the

scenario.

interviews between HRA teams and process ex-

A follow-up study was performed at a U.S. nu-

perts (trainers from the participating plant). For

clear power plant. The aim was partly the same

some HRA teams the interviews were opportu-

as in the HAMMLAB study, to identify strengths

nities to confirm and discuss their assumptions

and weaknesses of HRA methods. The study was

about crew response, while for others the focus

run by the U.S. NRC, with the Halden Project as

was on constructing the basic scenario evolution

a supporting organisation. The U.S. study con-

e.g. procedure path.

firmed some of the findings from the HAMMLAB

NRC has put many resources into the assessment

study. Crew variability in the operation of the

group. The same is true for PSI from Switzerland,

difficult scenarios was observed in the training

supported by the Swiss regulatory body ENSI.

simulator, as in HAMMLAB. The aim is to answer a number of questions that

Human System Interface work

may lead to improved HRA practices and im- The Project member organisations are very interproved HRA methods. These questions include:

110

ested in research related to Human System Inter-

How do analysts plan and conduct scenario anal-

faces (HSIs) and in particular the innovative aspects

ysis? What issues do they focus on? Which aspect

going beyond traditional P&ID-based presentation.

of the scenario analysis is the most challenging?

Modernisation of nuclear power plant control

What information do the analysts use (e.g. event

rooms is taking place in many countries, moving

reports, HRA databases, site visits, expert inter-

from panel-based control rooms into hybrid solu-

views)? How do they resolve uncertainties and

tions. Utilising the full capabilities of computerised

contradictions during the analysis? How do they

solutions and at the same time maintaining the hu-

safeguard against biases and misinterpretations

man factors aspects are prioritised. Improved infor-

during the analysis?

mation presentation will contribute to safer and

In 2012, the focus has been on two issues: (1)

more efficient operation by supporting operators

How analysts conduct site interviews with op-

in process understanding and creating enhanced

erators and subject matter experts, and how can

situation awareness.

this process be improved; (2) How analysts use

The main objective is to develop, test and evalu-

HRA databases, whether the databases are de-

ate an HSI concept addressing the near-term needs

signed well enough for the needs of the analyst,

of the industry to support on-going and planned

and how to safeguard against misinterpreta-

control room modernisation projects, and the main

tion of the data. The HRA diaries from the U.S.

results achieved are:

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Detailing of design proposals and prototypes

age specific overview screens were discussed. A

suited for preliminary usability testing has been

summary report from the workshop will be is-

performed for the HAMBO (BWR) simulator. Emphasis has been on key operation and procedure

sued at the EHPG in March 2013. The Project also aims to act as a demonstration bed

displays. The 30â&#x20AC;? screens allow us to integrate

for innovative solutions, assisting utilities, authorities

more information related to the same plant func-

and vendors in their design and evaluation processes

tion into the same view. We anticipate that this

related to future human system interface designs.

will make it easier for the operator to obtain a

Part of the research on procedure support is related

relevant process overview without the need to

to handheld devices for field personnel. A first pro-

navigate. To further make it easier to supervise,

posal for the design is made (see Figure 1). Some

understand process fluctuations and predict the

design aspects are created for the device to be con-

future, mini trends are used as a supplement to

sistent with the displaying of procedures in task-

digital values.

based displays. This is to ensure that both field op-

Findings from the study of using a hand-held de-

erators and control room operators have the same

vice (iPad) for control room crew showed that

understanding of important information: Who is

the usability ratings of the iPad were very high.

working on what part of the procedure, where are

Figure 1: First proposal procedure support for field personnel

In situations where the iPad was used, signifi-

they working, are there delays or problems, and

cant positive features were found: faster situa-

which part of the procedure is put on hold (post-

tion understanding of the shift supervisor after

poned). Observations and interviews have been the

he entered the control room, better (self-rated)

basis for creating a prototype mock-up. The pro-

perceived shared understanding for the shift su-

totype is designed for use on a phone-sized device

pervisor, and less (self-rated) mental demand for

since the interviews indicate that the device should

the shift supervisor.

be small enough to easily put it in the pocket, but

The 9â&#x20AC;&#x201C;10 of May 2012, the Project hosted a HSI

big enough for the text and icons to be easily seen.

workshop in Halden where 23 people both from

Figure 1 shows the first design proposals.

Halden and a wide range of member countries participated. Halden presented design strategies

Future Operational Concepts

and proposals, and central design challenges

The nuclear industry seems to move towards higher

concerning alarm presentation, screen layout

levels of automation in future plants. This trend

and design, computerized procedures and out-

is encouraged by new plant designs and the de-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

111

velopment of advanced control systems. As a con-

65”, wall-mounted, multi-touch display to accom-

sequence, we may expect that the role of the hu-

modate tight collaboration by a four-person team.

man operator, including the operators’ interaction

Figure 2 (left) illustrates the prototype in use: A large

with automation, will change significantly in the

interactive timeline provides a complete overview of

future. To anticipate this change, we will pioneer,

six weeks of planned jobs. It shows the relationships

prototype and assess new operational concepts

between planned jobs, deadlines, and key resources

for human-automation interaction in future plants.

(like personnel). The screen itself can be seen at the

The FutureLab was finalised during 2012. It has

back of the FutureLab, see Figure 2 (right).

therefore been possible to start early prototyping of operational concepts for highly automated plants.

On-line monitoring technologies

So far, we have sketched three fundamentally dif-

A number of computerised system and applications

ferent prototypes:

have been developed through the years at the Pro-

Prototype A – The operator manages a team of

ject to benefit safety and economy in operations

automatic agents that control the plant. Opera-

and maintenance (O&M). Their potential and ad-

tors think in terms of overall plant status and op-

vantages have, however, not yet been fully realized

erational goals, and seldom deal with the plant in

in the nuclear field as they have in other domains.

a mechanical/physical sense.

Model-based Condition Monitoring (MBCM) tech-

Prototype B – Operators focus on the execution

niques include among others physical modelling

of task sequences to control the plant. Humans

techniques (TEMPO), empirical modelling tech-

or automation may be responsible for the tasks,

niques (PEANO, Aladdin), and knowledge-based

and the work involves manipulation of physical

modelling techniques. The need to reduce O&M

plant components. Operators treat the plant as

costs and increase productivity, while maintaining

complex machinery and consider automation to

adequate safety, is one of the main drivers behind

be a property of the plant.

most current and future plant modernisation pro-

Prototype C – Operators and automation work

jects. A renewed focus on business, technical and

together in a team with shared control of the

licensing acceptance issues of these technologies

plant. This team is managed by a human, who

is the unifying theme of the activities summarised

dynamically allocates functions to human or au-

here:

Figure 2: The «Scenario Composer» touchinterface prototype for team maintenance planning (left), and the «MTO FutureLab» (right).

tomatic agents. Depending on the task and its

Model-Based Condition Monitoring has focused

purpose, the team of agents may deal with the

on obtaining improved models for condensers.

plant from a goals-functions perspective, or from

Condition Monitoring and Maintenance Support:

a physical-mechanical perspective.

Enhanced turbine and condenser models in the

The FutureLab also gives the opportunities to study

TEMPO physical modelling toolbox have been de-

future control environments, e.g. the potential use-

veloped for testing with plant data.

fulness of emerging touch-based interactive media,

A new Multilevel-Flow Model (MFM) for the Lo-

see Figure 2 (right). The first working pro-totype

viisa-2 VVER, including the primary side and pres-

– «Scenario Composer» – is a research prototype

surizer, core reactivity and pressurizer control sys-

designed as an interactive tool for plan construction

tems and steam relief and turbine by-pass valve

and constraint visualization. It is implemented on a

control systems, has been developed.

112

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Development of a general lifetime and remaining

and the next one planned for execution in 2013

useful life model based on a non-stationary gam-

make again use of Leibstadt fuel (70 MWd/kgU).

ma process has been made. The model is able to

PSI is actively using other Halden reactor experi-

describe when the degradation process crosses

ments, e.g., the rod overpressure/clad lift-off test

a randomly distributed fault state threshold. The

where a proposal on overpressure tests analysis

resulting remaining useful life distribution model

was approved by the Swiss Fuel Safety Group.

is exact and can analytically show how it depends

In order to make the results from the experiments

on the concavity/convexity (shape) of the degra-

in HAMMLAB more useful for HRA practitioners,

dation trend and the shape and scale of the fault

the Halden Project has established close contact

state threshold.

with HRA specialists in the member organisations

A design of the end user interface for interact-

in the planning of activities in HAMMLAB. In Swit-

ing with the procedure assessment prototype

zerland close contact is established with PSI and

has been prepared. Furthermore, a man-machine

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

interaction solution for portable procedures has

taking part in the NEA work group, WGRISK, on

been proposed. Basic framework and network-

HRA information exchange where also the Halden

ing solutions for these applications have been

Project is participating, and this further enhances

implemented. Also, sample procedures have

the cooperation with PSI in this area.

been formalized.

The 8th Halden On-Line Monitoring User Group meeting (HOLMUG) was arranged in ENEA Casaccia

Software system dependability

Research Center – Rome, Italy, October 18th–19th

The research programme on software systems de-

2012 with Swiss participation.

pendability contributes to the introduction of digital instrumentation and control (I&C) systems into nuclear power plants. Focus is on 4 topics impor-

International Cooperation

tant both to design and production of digital I&C as well as safety assurance and licensing issues. These

The OECD Halden Reactor Project is a joint under-

topics are: modernisation of digital I&C, integrating

taking of national organisations in 19 countries

requirements engineering and risk assessment, as-

sponsoring a jointly financed research programme

sessment of error propagation and common cause

under the auspices of the OECD Nuclear Energy

factors, and assessment of advanced control sys- Agency. The international members of the Halden tems. Summary of activities:

Project participate actively in formulating, priori-

A wide range of means for requirements engi-

tising and following up the research programmes.

neering have been identified and analysed, and

This ensures that the work is focused on tasks with

a set of them have been found to be relevant

direct safety relevance. In the execution of the

for elicitation. It has been found that the field of

programme, the Halden Project maintains close

modern information retrieval has some potential

contacts with its member organisations in these

in order to automate parts of the requirements

countries and with NEA and its relevant working

elicitation process.

groups. The technical steering is exerted by the

A prototype of the tool HALDEN RM (Require-

Halden Programme Group with members from the

ments Manager), based on the TACO Traceabil-

participating organisations. The Group approves

ity Model has been developed.

the annual research programme and oversees the progress of the work.

National Cooperation

An OECD HRP/NEA summer school on Software Dependability was arranged in Halden 20-23 August, 2012.

The Fuels & Materials programme is supported by

The last Enlarged Halden Programme Group Meet-

LOCA calculations performed at PSI; in particular

ing (EHPG) was held in Sandefjord 2nd–7th October

regarding the specification of the conditions of the

2011 with several participants from Switzerland.

LOCA tests using segments from the Leibstadt NPP.

The next EHPG meeting will take place at Store-

In 2012, Swissnuclear selected the work of Grigori

fjell, Norway, 10th–15th March 2013. This is a good

Khvostov on «Modellierungsarbeiten zur Unter-

opportunity for exchanging information with the

stützung des LOCA-Experimentes IFA’650.12» as

international community on key research topics

Project of the Year 2011. The test executed in 2012

within the Fuel & Materials and the MTO.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

113

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

References [1] Halden Reactor Project Programme Proposal

The activities in 2012 of the Halden Project progressed mostly according to schedules. Several workshops and seminars were arranged to guide

2012–2014, HP-1303 [2] Halden Reactor Project Programme Proposal 2012, HP-1334

the current program and to help shaping future

[3] Status Report January–June 2012, HP-1366

activities.

[4] Status Report July–December 2012, HP-1377

The experiments in the Halden reactor have provided valuable data on the behaviour of reactor fuel and materials during both normal operating con-

(to be issued in 2013) [5] Halden Reactor Project Programme Proposal 2013, HP-1370.

ditions and transients which are used to improve and validate safety analysis codes. The experiments in HAMMLAB have provided useful data for HRA modelling and to technical bases for human factors guidelines for design and evaluation of control room solutions and human-system 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. 2012 is the first year of the current 3-year period 2012–2014 in accordance with the 2012–2014 framework programme [1] and the annual programme for 2012 as approved by the Halden Programme Group [2]. The programme for 2013 has been defined [5]. There are currently 19 member countries and the Project continues to look for new members to join.

114

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Project IFA-638– TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys Author und Co-author(s)

L. Veleva, C. Proff and S. Abolhassani

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland

Tel., E-mail, Internet address

Sousan Abolhassani, + 41 56 310 2191, Sousan.abolhassani@psi.ch, www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/

Duration of project

End 2010–End 2012

ABSTRACT

frequency was statistically low. The Fe contain-

The objective of this project is to examine the

ing precipitates showed a certain degree of

metal-oxide interface of a number of mod-

amorphization, where as the other type of pre-

ern zirconium based claddings, irradiated in

cipitate, a β-Nb type, did not show this behav-

Halden reactor up to high burn-ups, in order

iour. All precipitates showed certain dissolution

to compare the oxidation behaviour of these

under irradiation; this behaviour was intensi-

materials. The aim is to correlate the micro-

fied in the oxide. Two specimens remained to

structure of each cladding material to its com-

be studied in 2012 due to their high activity;

position in view of better understanding the

namely a pre-irradiated Zirlo and a specimen

role of alloy composition and microstructure

from Alloy A; these two are described in the

on its oxidation behaviour. This project started

present report. The new observations confirm

in 2011 and is extended to 2012, to study six

the previous results in the case of Zirlo and

specimens from four different materials. Four

a continuation of dissolution is observed. In

specimens have been examined and reported

the case of Alloy A, a new type of precipitate

in 2011, from three different materials, name-

containing Cr is present; this precipitate shows

ly, M5, Zirlo and E635. In the case of alloys

dissolution under irradiation. However, it does

showing a better resistance to oxidation, the

not amorphize and shows delayed oxidation.

Fe containing precipitates were absent or their

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

115

Project goals

as pre-irradiated and fresh, in this study. In these TEM studies, the coupons were not examined as

The objective of this project has been to exam-

it was considered that the other two families are

ine the metal-oxide interface region and the

more representative of the oxidation in reactor

microstructure on both sides of the interface by

conditions. For more details on the project and

transmission electron microscopy (TEM), on dif-

selected methodologies used to examine these al-

ferent modern commercial zirconium alloys irra-

loys, please refer to [1–7].

diated under identical conditions in the IFA 638

For the details of the TEM studies and the results

campaign in the OECD Halden reactor project [1].

of the 2011 examinations on the four specimens,

The characterisation of these claddings have been

please refer to the previous report [3]. As men-

performed in agreement with the previous studies

tioned in that report [3] to understand the influ-

on irradiated zirconium alloys presented in earlier

ence of irradiation and aging in the reactor, archive

publications [2, 3]. The main goal of this study is to

materials, are used as reference to characterize the

contribute to the understanding of the oxidation

state of the material before irradiation. In the case

behaviour of these alloys under PWR conditions.

of the three materials studied in the previous part of the project, references in the literature have been used. [4–6]. In the case of one of the materi-

Introduction

als for this new study (i.e. in the case of Alloy A),

In the framework of the IFA 638 started by Halden

the archive material helps to better estimate the

reactor project, a number of modern commercial

evolution of the microstructure and in particular

zirconium claddings have been irradiated to high

the evolution of precipitates in the reactor.

we have received an archive material. The study of

burn-up under PWR water chemistry, fluence and thermal hydraulic conditions. The aim of the IFA638 campaign has been to study the corrosion

Experimental

and hydriding behavior of the alloys. Three types

TABLE 1: Overview

of samples were used for the IFA-638 project;

Sample delivery and preliminary preparation

i -coupons, ii -fueled cladding segments without

Samples were delivered and stored at the end of

prior irradiation and iii -fueled cladding segments

2010 and beginning of 2011. The samples with

previously irradiated in a nuclear power plant. In

a dose rate below 4 mSv/h (in contact), were

the framework of a project financed by ENSI, PSI

prepared in the shielded fume hood (Table 1).

and Halden started a collaboration to examine by

The two samples with higher dose rates prepared

transmission electron microscopy (TEM) the mi-

and studied in this part of the project (i.e. the

crostructure of the metal-oxide interface and the

pre-irradiated Zirlo and fresh Alloy A) having a

oxide of a number of fueled segments selected

high activity, could not be prepared in the fume

from both pre-irradiated fueled claddings and fu-

hood. They were cut in a shielded cell using mi-

eled claddings without prior irradiation, referred to

cromanipulators and sufficiently small segments

Sample

of irradiations and oxidation data of the samples andthe dose rates for received cladding rings.

Burn-up MWd/kgU dose rate in contact mSv/h mean oxide thickness IFE [7]/µm oxide thickness on prepared ring segments/µm thickness of CRUD on prepared ring segment/µm

M5 (preirradiated)

E 635 (fresh)

ZIRLO (fresh)

ZIRLO (preirradiated)

Alloy A (fresh)

76.5

44.0

53.4

78.5

53.4

3.5

0.8

1.3

90.0

45.0

33 *

6-16 *

31–34

25–30

–

0–4

0–10

–

* The absence of CRUD could indicate a certain spalling of the oxide. Grey part performed in 2012

116

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

were taken out for subsequent FIB sample prepa-

Results

ration.

Alloy A fresh FIB-TEM sample preparation

The composition of this alloy in wt% consists of

A Zeiss NVision 40 workstation FIB (equipped with

0.58% of Sn, 0.36% of Fe, 0.26% of Cr, and

electron and ion beams) with an EDS system by

0.31% of Nb, 1550 ppm O2 and the balance of

Oxford instruments and a Kleindiek micromanipu-

Zr. In comparison with all the alloys studied in this

lator was used. The TEM sample preparation fol-

research work, it is the only alloy that contains

lowed the procedure described in [8].

Cr to a level considered as an alloying element.

The irradiated material deformed during the thin-

Furthermore, as it is for Zirlo and E635, this alloy

ning due to internal stresses, therefore the width

contains Sn (0.58 wt%), the only alloy not contain-

of the electron-transparent window had to be re-

ing Sn being M5.

stricted. In some cases more than one window

This alloy has been irradiated to 53.4 MWd/KgU.

was thinned to avoid fracture and bending of the

The material was very hard to cut and polish, it

sample. The samples were often not sufficiently

was therefore, mounted without polishing on the

thin for the TEM analysis; thus, in the case of each

SEM sample holder for FIB sample preparation. The

material more than one TEM lamella was needed

sample was first polished by FIB to obtain a suffi-

to analyze in detail the microstructure of the

ciently large window to prepare subsequently the

metal-oxide interface.

TEM lamella. The archive material of this alloy is requested and received from Halden HRP. It has

TEM observations

been examined, to clarify the microstructure of the

A JEOL2010 equipped with a LaB6 cathode and

cladding and the nature of precipitates prior to

an EDS system by Oxford Instruments is used. The

irradiation.

investigations were focused on the geometry of

In the first part of this section, the analysis of the

the metal-oxide interface, the composition and

irradiated material will be reported. This material

microstructure of precipitates in the metal and

had precipitates in the metal side of the interface.

the oxide, the oxide microstructure and when

These precipitates are assumed to be (Cr,Fe)2Zr,

possible the presence of hydrides. The EDS analy-

intermetallics and Nb is partly replacing Zr sites.

ses are performed in particular on precipitates

The composition of precipitates was examined

in the metal-side and oxide-side of the interface,

by EDS analysis and two families of precipitates

the results are based on semi-quantitative analy-

could be described, one with a ratio of Cr to Nb

ses.

ranging between 3 and 4, and another with a ratio of Cr to Nb between 6 and 7. In the regions examined, close to the metal/oxide interface, no Î˛ Nb precipitate or any Nb rich phase were observed. This could be due to the low concentration of Nb in the material. No Nb was observed in the matrix, apart from a small amount close to

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1: (A) TEM bright field contrast of the metal-oxide interface of alloy a fresh, the interface (white arrows) is undulated. (B) TEM dark field contrast of the metal side of the interface, hydrides can be observed.

117

Figure 2: (a) TEM bright field contrast of precipitates in the metal and in the oxide (b) of Alloy A fresh. The electron diffraction patterns of precipitates (p) and the matrix beside (m) indicates no signs of an amorphization ring both in the metal and in the oxide. Precipitates in contact with oxide show a crescent-shaped crack towards the outer surface.

the precipitates in rare cases, therefore it is con-

easily detected. Further examinations are neces-

cluded that Nb is only present in the precipitates.

sary to clarify this point.

The ratio of Fe to Cr was found to be in the range

As the ratio of Fe and Cr in the precipitates was

of 0.75. The precipitateâ&#x20AC;&#x2122;s size ranges between

much higher in the archive material, it could be

20 and 170 nm.

concluded that the SPPs showed a depletion of

The hydrides in this material close to the interface

alloying elements under irradiation, with as in the

seem to be larger in size compared to the other

previous studies, Nb depleting at a slower rate.

materials as shown in Figure 1. This material contains precipitates in the oxide.

Zirlo pre-irradiated

Analysis of a precipitate at a distance of 1 microm- The original composition of this material is not availeter from the interface showed that the precipitate

able from the fuel supplier. Therefore, it will be as-

was not amorphized and has a very low oxygen

sumed, that it is very similar to that of fresh Zirlo.

content (approx. 33 at.%), this implies a delayed

The accumulated burnup of this material (the irra-

oxidation of the precipitates in this material. (Fig-

diation of the segment prior to IFA-638 campaign as

ure 2-b). The microstructure of the oxide shows

well as its irradiation in the Halden reactor) is in the

a columnar oxide crystal and the metal-oxide in-

range of 78.5 MWd/kgU and despite such high flu-

terface is undulated. Precipitates in the metal and

ence precipitates are observed both in the metal and

the oxide side of the interface are presented in

the oxide side of the sample (Figure 3 and Figure 4).

Figure 2.

The EDS analysis of the precipitates in the metal

The subsequent analysis of the archive material

side of the interface indicates extensive dissolu-

of this cladding, confirmed the presence of pre-

tion of alloying elements. Nevertheless, in the large

118

cipitates with the structure of (Cr,Fe)2Zr with small

precipitates considerable amount of Nb has been

amounts of Nb, although the crystal structure of

detected. The Nb/Zr ratio of the largest precipitates

the precipitate is not yet analyzed, from the EDS

have been in the range of 0.6 to 0.7; it is clear

data it can be concluded that the Nb is present as

that in comparison to the Nb/Zr ratio of the Î˛-Nb

a substitute for Zr. The Nb content of the precipi-

type precipitates which is in the range of 4, the Nb

tates or secondary phase particles (SPP) was very

depletion is high. Nevertheless such precipitates

low. The ratio of alloying elements in the SPP var-

are still present in the material. Furthermore, these

ied from one precipitate to another, and a specific

precipitates still do not show amorphization, and

trend indicating clear families of SPP was not that

their Fe content is negligible.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

As we discussed before [3], this cladding originally

Discussion and Conclusions

has two families of precipitates: the first one is Î˛-Nb and the second type Zr0.5Nb0.3Fe0.2 [6]. The

As it was mentioned in the previous report, this

second family of precipitates already showed

research project contributes to the large amount

a considerable depletion of Fe in the fresh Zirlo,

of data already available on the IFA-638 cam-

which was irradiated up to 53.4 MWd/kgU [3].

paign. With observation of the two materials in

This Fe depletion has continued in the high burn-

this part of the project, all materials selected for

up material and although, in some precipitates a

this research project have been examined. The

small amount of Fe is encountered (< 1 at.), it is

TEM investigations on the selected materials

concluded that the Fe depletion has started at the

namely fresh M5, alloy E635, ZIRLO and Alloy

early stages of irradiation and has been extensive

A, together with the pre-irradiated M5 and Zirlo,

at medium fluences, reaching a maximum in the

provide interesting information about these ma-

case of high burnup material. The depletion of Fe

terials regarding their oxidation behavior under

and Nb from the precipitates should imply a certain

irradiation. One of the important findings is that

increase of concentration of these two elements

all examined materials contain precipitates near

in the matrix. Such enrichment of the matrix has

the metal-oxide interface and in the oxide, after

been observed around certain precipitates. In the

medium term irradiation and for the two materi-

absence of an archive material of this cladding

als studied in pre-irradiated state (M5 and Zirlo)

grade, it is not possible to separate the distribution

after long term irradiation.

of the alloying elements in the matrix and in the

The comparison of the four materials including the

grain boundaries, prior to irradiation, however, it

results from the new analysis in 2012 indicates

cannot be excluded that a part of this alloying ele-

that practically all types of precipitates dissolve un-

ment has been already in the matrix in the original

der irradiation. However, Î˛Nb precipitates show

unirradiated cladding.

much slower dissolution and no amorphization in

This material has also precipitates in the oxide layer,

comparison with the other types of precipitates.

the Nb/Zr ratio of these precipitates in the oxide is

Precipitates containing both Fe and Nb, do not

in the range of 0.4 and no sign of amorphization

show the same resistance to dissolution and to

is observed in these precipitates. These precipitates

amorphization. This observation is in the favor of

show a substoichiometric oxide, as it was observed

cladding grades with more Î˛Nb precipitates, if a

for fresh Zirlo.

high resistance to dissolution of SPP is desired.

In this material once more, the crescent shaped

In the case of Alloy A, studied in 2012, another

crack of the precipitates close to the metal-oxide

family of precipitate with the formula of (Cr,Fe)2

interface, indicate delayed oxidation behavior

Zr,Nb is also observed. This type of precipitate

previously observed in unirradiated binary Zr-Nb

has a resistance to amorphization. It is interesting

alloys [9].

to note that the Cr containing precipitates show amorphization in Zircaloy-2 irradiated in BWR [12]. This precipitate type shows a delayed oxidation as is the case of Cr containing precipitates in the

Figure 3: (a) TEM bright field contrast of the metal side of the pre-irradiated zirlo, some precipitates are indicated with arrows. (b) TEM dark field contrast of the metaloxide interface of the pre-irradiated zirlo, hydrides can be observed in the metal side of the interface.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

119

Figure 4: TEM bright field contrast of precipitates in preirradiated zirlo. (a) precipitates in the oxide (arrows). (b) precipitates in the metal. The electron diffraction patterns of precipitates (p) and the matrix beside (m) indicates no signs of an amorphization ring both in the metal and in the oxide. Precipitates in contact with oxide show a crescent-shaped crack towards the outer surface.

ZrCr1% alloy, studied after autoclave oxidation [9].

irradiation and to correlate the results to the oxida-

The oxidation behavior of the precipitates in the

tion behavior to these claddings.

oxide under irradiation as examined in this research

For these examinations, four claddings grades

project is in agreement with the results obtained

namely Zirlo, M5, alloy E635 and ÂŤAlloy AÂť were

from binary alloys [9]. This allows using the results

selected. The alloying elements present in these

from the behavior of binary alloys, as a starting

claddings could be categorized into two families,

point, to predict the oxidation behavior under ir-

those which remain in solid solution (Sn and O)

radiation. The conclusions made in the 2011 report

and all the other alloying elements which principal-

regarding the behavior of the materials irradiated

ly form a secondary phase due to their low solubil-

to medium and relatively high burnup are also

ity in the matrix. From the four materials examined,

valid for this part of the study.

only M5 did not contain any Sn. All other alloys

The results of these studies, in comparison to the

contained Sn at different levels.

studies performed in other claddings [11] leads to

The other particularity of these materials was that

the overall conclusion that Nb containing precipi-

they all contained Nb. Apart from Alloy A, the

tates show a higher resistance to dissolution and

other three materials contained Nb to the level of

to oxidation. In the absence of overall hydrogen

approximately 1 wt% (between 0.95% and 1.1%).

content of the claddings from the present study,

Alloy A contained 0.31% Nb. This alloy contained

it is not possible to make any conclusion on the

further 0.26 wt% of Cr. All alloys contained Fe,

hydrogen uptake of the materials. This work can

to different levels; however, M5 had a very small

be suggested for a future project.

amount of this alloying element. The examinations of the microstructure of these

Summary of the project

claddings, at the metal-oxide interface revealed the na-ture of the secondary phase particles or precipitates (SPP) and their modification under irradia-

This project is mainly focused on the investigations

tion. Different types of precipitates observed in the

by transmission electron microscopy (TEM) on the

four materials studied, could be described as fol-

selected cladding grades from IFA638 test, irra-

lows: Î˛Nb-type precipitates, Zr0.5Nb0.3Fe0.2 (mainly

diated in the Halden reactor, between 1998 and

in Zirlo), Zr(Fe,Nb)2 (in E635) and (Cr,Fe)2Zr,Nb

2006. The objective of the study is to examine the

type with varying Nb content (present in Alloy A).

microstructure of these claddings at the metal-ox-

Analysis of the two sides of the interface leads to

ide interface, after irradiation to different burnup

the conclusion that all precipitate types dissolve

levels, to determine the modifications induced by

under irradiation and their alloying element con-

120

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

tent reduces. The dissolution is intensified in the

Acknowledgements

oxide. However, a more detailed study indicates that in

The authors wish to thank the OECD Halden reac-

the metal side of the interface:

tor projector team, T.M. Karlsen, and B. Oberländer

a- The βNb-type precipitates dissolve at a slower

and M. Espeland and H. Jenssen from IFE Kjeller,

rate, or knowing that their composition is much

for their collaboration and their support of the

richer in Nb, the time needed for final dissolution

project, the supply of the cladding rings and the

is much longer.

fruitful meetings and discussions during the last

b- Regarding the amorphization under irradiation,

years. A. Lagotzki from PSI is acknowledged for his

the βNb-type and the Cr containing precipitates

support during the transport phase of this project.

do not amorphize, in the metal part of the inter-

A. Bullemer and J. Krbanjevic are thanked for the

face. This is not the case of the Fe containing pre-

assistance with optical and FIB sample preparation.

cipitates, which amorphize already in the metal. In the oxide side of the interface, βNb-type and the Cr containing precipitates show a delayed oxida-

References

tion in the vicinity of interface and only oxidize when at a distance from the metal-oxide interface. 1. M. Nakata and E. Hauso, Summary of characThis is not the case of Fe containing precipitates. It

terisation data on cladding materials used in

is worth noting that once oxidized, all precipitates

the corrosion test IFA-638 and in the creep test

are amorphized.

IFA-617, 1998, OECD Halden Reactor Project HWR-566, p. 19; and P. Bennett, R. Stoenescu

National Cooperation

and T. Karlsen, The PWR corrosion and hydriding test IFA-638. Final report, HWR-840, 2010.

The Service of Microscopy and Nanoscopy (SMN)

2. S. Abolhassani, G. Bart and A. Jakob, Examina-

of the «Centre Suisse d’Electronique et Microtech-

tion of the chemical composition of irradi-ated

nique» (CSEM) has provided access, for the use

zirconium based fuel claddings at the metal/

of TEM.

oxide interface by TEM. Journal of Nuclear Materials 399, 2010 (1), p. 1–12.

International Cooperation

3. C. Proff and S. Abolhassani, IFA-638-TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys, ENSI Research Report, 2011.

This project has been started in collaboration with

4. S. Doriot, D. Gilbon, J.L. Bechade, M.H. Mathon,

the OECD Halden reactor project, and the IFE

L. Legras and J.P. Mardon, Microstruc-tural stabil-

Kjeller laboratory.

ity of M5 (TM) alloy irradiated up to high neutron fluences. ASTM STP 1467, 2005, p. 175-201.

Assessment 2012

5. V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, P.V. Shebaldov, A.V. Tselischev, A.E. Novoselov, G.P. Kobylyansky, Z.E. Ostrovsky and V.K. Shamar-

As mentioned in the previous part, the examina-

din, Influence of zirconium alloy chemical

tion of the present irradiated cladding segments

composition on microstructure formation and

should be considered as a great success, since

irradiation induced growth. ASTM STP 1423,

access to such cladding materials from the reactor and the preparation of such materials for TEM

2002, p. 758–778. 6. G.P. Sabol, R.J. Comstock, R.A. Weiner, P.

studies needs a great amount of effort. The re-

Larouere and R.N. Stanutz, In-Reactor Corro-

sults will be published in collaboration with the

sion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4.

OECD-HRP and the fuel suppliers. With the 2012 results, the examination of the samples selected

ASTM STP 1245, 1994, p. 724–744. 7. S. Abolhassani, Minutes of the meeting in IFE,

for the TEM studies in the framework of this proj-

Kjeller for the selection of IFA-638 samples for

ect can be considered as completed. The studies

TEM analysis, 2009, PSI report AN-46-09-08,

can clearly explain the role of Nb on the resistance to dissolution of precipitates under irradiation in all materials studied.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

p. 8. 8. S. Abolhassani, P. Gasser; «Preparation of TEM samples of metal-oxide interface by the fo-

121

cused ion beam technique» J. Microsc. 2006, Jul. 223 (Pt 1) pp.73–82. 9. Proff, C.; Abolhassani, S.; Lemaignan, C. «Oxidation behaviour of binary zirconium alloys containing intermetallic precipitates», Journal of Nuclear Materials, 416, 2011, issue 1–2, pp. 125–134. 10. H.-G. Kim, J.-Y. Park and Y.-H. Jeong, Ex-reactor corrosion and oxide characteristics of ZrNb-Fe alloys with the Nb/Fe ratio. Journal of Nuclear Materials 345, 2005 (1), p. 1–10. 11. S. Abolhassani, R. Restani, T. Rebac, F. Groeschel, W. Hoffelner, G. Bart, W. Goll, F. Aeschbach, Journal of ASTM International 2 (2005) 467. 12. S. Abolhassani, D. Gavillet, F. Groeschel, P. Jourdain, H.U. Zwicky, Light-Water-ReactorFuel-Performance, American Nuclear Society, Park City. Utah, 2000, pp. 470–484.

122

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

SCIP II Program 2009-2014 (Progress report year three) Author und Co-author(s)

Francesco Corleoni

Institution

SCIP II Project Manager, Studsvik

Address

SE-611 82 Nykรถping, SWEDEN

Tel., E-mail, Internet address

+46760021106

Duration of project

5 years

ABSTRACT

The project is organized into 4 tasks which deal

SCIP II is a 5 years NEA/OECD Joint Project run

with a review of old ramp results, pellet-clad-

by Studsvik in which about 30 organizations

ding interaction and mechanical interaction,

are participating.

and hydrogen induced failures. In the frame

The program aim is to generate high quality

of the different tasks several light optical and

experimental data to improve the understand-

scanning electron microscopies have been per-

ing of the dominant failure mechanism for

formed, as well as mechanical tests as harden-

water reactor fuels and to devise means for

ing relaxation and mandrel tests.

reducing fuel failure.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

123

Project Goals

Objective

The main areas of SCIP II are treated in four tasks.

The overriding objective of the continuation of the

In Task 0, existing ramp data is reviewed and eval-

SCIP programme (SCIP II) is to contribute to more

uated. In Task 1, the PCMI behaviour and pellet

reliable fuel, by further deepening the understand-

properties are studied. The remaining two tasks

ing of mechanisms leading to fuel failures driven

treat the cladding failure mechanisms and critical

by pellet-cladding mechanical interaction (PCMI)

parameters with respect to material properties and

and pellet-cladding interaction (PCI).

operational parameters. There are progress reports

SCIP II has a broader scope compared to SCIP,

issued for all four tasks once a year.

including advanced modern cladding and pellet materials.

Task 0: Review of existing Studsvik ramp data formed at Studsvik under various programs are

Task 0: Review of Existing Studsvik Ramp Data

made available.

The main objective of this task is to compile, evalu-

Correlations of data from historic ramps per-

ate and investigate possible trends and correlaTask 1: Pellet-cladding mechanical

tions in anonymous ramp test data from a large

interaction (PCMI)

number of ramp tests performed at the Studsvik

PCMI is the mechanical driving force for the

R2 reactor since 1970.

three fuel failure mechanisms Delayed Hydro- This task started after the SCIP II meeting in gen Cracking, PCI, and Hydrogen Embrittlement.

November 2009. Since then ramp test data for

The cladding strain is primarily controlled by the

more than a 1000 ramp tests have been compiled.

pellet behaviour, in combination with the ini-

The bulk of the data has been ana-lysed by mak-

tial fuel rod thermo-mechanical conditions. For

ing database statistics, plots of different parameter

a given power increase, the cladding strain is

combinations and searches for trends and correla-

determined by the initial pellet and cladding

tions in the data. The results of this analysis have

conditions as well as the pellet expansion. The

been presented at the PRG meetings in June 2010,

cladding stress is in turn mainly determined by

November 2010 and May 2011.

strain and stress relaxation behaviour.

The final report will be available at the end of 2012. A generic ramp database will also be delivered by

Task 2: Pellet-cladding interaction (PCI)

the end of 2012.

PCI failures are caused by stress corrosion cracking, where the stress corrosion agents are fission products, notably iodine. The cracks are initiated at the inner surface of the cladding and may propagate outwards through the cladding wall.

Task 1: Pellet Cladding Mechanical Interaction (PCMI) In SCIP II Task 1, 12 ramp tests in total are to be performed in Halden. Fuel rods with additives from

124

Task 3: Hydrogen induced failures

several suppliers are available for the ramp tests,

Hydrides will form in claddings that contain

as well as fuel rods with gadolinia pellets and with

hydrogen levels that exceed the solubility limit.

high density pellets. Rods with standard pellets are

Two types of hydride induced failure mechanisms

also tested as references. The ramp tests and sub-

were studied within SCIP; Hydrogen embrittle-

sequent PIE are performed within Subtask 1:2, 1:3

ment (HE) and Delayed Hydride Cracking (DHC).

and 1:4. The rods are also examined within Task

In SCIPII a study is included on measuring local

2 and 3.

mechanical properties of hydrides and the matrix

In addition to the 12 ramp tests and examinations,

in the vicinity of hydrides. The Task also includes

11 old ramp tested rods are examined within Task 1

a study of the effect of hydrides and H in solid

(Subtask 1:1). Among the rodlets there are pellets

solution on creep/relaxation behavior. This issue

with Gd, Cr-Si, Cr-Si-Al and MOX.

is related to PCMI in transients, where fuel clad-

Old and new results from ramps and PIE of three

ding relaxation may be affected by cladding H

rodlets with large grain size have been presented

content.

in meetings year one, 2 and 3.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

5% Gd rodlet, ramped with 12 h hold time, has

Subtask 1:5 Modelling workshop

been examined in LOM and the results have been

The modelling workshop planned to be held in year

compared with results from the father rod and to

five, was discussed in the June meeting year two,

the results from a rodlet, which was ramped with-

in the November and June meetings in year three,

out hold time. The results were presented at the November 2011 meeting, and have been reported.

Subtask 1:6 Conclusions

Two additive rods, ramped and examined in 2003,

No activity during year three.

have been subjected to additional DE, and the results were presented in the June 2012 meeting. Two MOX rods, ramped and examined in 1993

Task 2: Pellet Cladding Interaction (PCI)

have been presented in the meeting November

Subtask 2.1 Chemical pellet properties

2012.

The main objective of this subtask is to map the

Old results from three so called Bump tests from

chemical differences between different pellet types

The results will be reported in 2013.

the 80’s and 90’s were presented in the meeting in

that may be of importance for the PCI behaviour as

November 2009 and the reports have been issued.

a function of burn-up.

Subtask 1:2 Ramp testing of rods The three rodlets within subtask 1:2 were tested

Subtask 2.1.1 Microscopic examination of fuel pellets before and after ramp tests

in December 2009 (year one). The results have

During the second year, SEM-EPMA has been per-

been presented at SCIP II meetings and they are

formed on samples from rodlet WaH and WsH

reported.

after ramping. The SEM-EPMA results from the WaH sample before ramping showed that Cs was

Subtask 1: 3 Ramp testing of rods Subtask 1:3 includes five rods: Standard and additive rods at two burnup levels

increasing towards the periphery and that the (Al+Cr) agglomerations did not trap Cs. The preparations for the TEM examinations to be

of about 50 and 58 MWd/kgU. The rods were

performed at NFD are ongoing. During the SCIP II

ramp tested in year two, and the PIE has been

autumn meeting 2012, initial results from the pre-

performed in year three.

characterization and FIB sample preparation have

2% Gd rod with burnup around 53 MWd/kgU.

been presented.

The rod was refabricated in year two, and it was ramp tested in year three. The PIE will be per-

Subtask 2.2 The effect of local stresses

formed in year three and four.

The objective of this subtask is to compare the PCI

PIE of the father rods has been performed earlier

behaviour of cladding materials with uniformly dis-

in bi-lateral projects.

tributed stress versus locally enhanced stress. This is achieved by performing mandrel testing using

Subtask 1:4 Ramp testing of rods

different crack patterns (similar to the pattern in

Rods with high density pellets and with a burnup

the pellet) of the ceramic insert and by modelling

of about 69 MWd/kgU were refabricated in year

the local stresses created in the cladding during

two, and ramped in year three, one with a short

testing by means of finite element modelling or

holding time and the other with long holding

Electron Back-Scattered Diffraction (EBSD). The

time. PIE will be performed in year three and four.

modelling of the mandrel tests is mainly performed

PIE of the father rods has been performed earlier

by CEA.

in bi-lateral projects.

In order to study the effects of different ceramic

The last two rods in Task 1 are two segment rods

geometry, test campaigns were performed using

with Cr additives irradiated to a burnup of about

identical test conditions but two different types

27 MWd/kgU. One rodlet will be ramped with

of ceramic inserts, 4-notch ceramics and 16-notch

short hold time and the other with long hold time.

ceramics. The two test campaigns were performed

The ramp testing has been performed in Decem-

on non-irradiated Zry-4 cold-worked stress-

ber 2012, and the PIE will be performed in 2013

relieved material at a temperature of 350 °C, and

(year four). A sibling segment representing the fuel

constituted of mandrel tests interrupted a various

before ramp will be examined in late 2012.

diametrical strains (0.6%, 1% and 2%).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

125

The material had been supplied by CEA to SCIP

structure from the fabrication of CW material. This

II. The campaigns were run without iodine added

results in very poor contrast in the EBSD evaluation.

and completed using 3D-profilometry post-test

RXA Zircaloy-2 material was hence chosen as a

characterization and microscopy cross-sections of

replacement material for this purpose. The Zry-2

select samples. The results obtained were used for

material was tested successfully. The initial test

comparisons with the results from the modelling

was made on an undeformed specimen and good

team. In order to study ceramic geometry effects

qual-ity of the EBSD measurements was confirmed

on strain or time to failure further tests performed

with a 90% accuracy.

with iodine have been suggested.

Subtask 2.3 The effect of operational parameters

Subtask 2.2.1 FE modelling of the mandrel test

The main objective of this subtask is to study the

Estimations of the local strains and stresses

effect of different ramp types on PCI (specifically

induced during the strain-rate controlled man-

Iodine Induced Stress Corrosion Cracking, ISCC).

drel tests using ceramic inserts simulating differ-

An outline for the first mandrel test in this subtask

ent crack patterns of the fuel pellet are performed

was presented at the SCIP II May 2011 meeting.

using Finite Element (FE) modelling. The FE model- The first test has been designed to simulate a ramp ling is performed by CEA using a two-dimensional

tested rod that failed after a six step (1h hold time)

simulation (in the radial-tangential plane of the

ramp test close to the test rod peak power posi-

cladding) with the CAST3M FE code. The simula-

tion (55 kW/m). The mandrel test will use one out

tion takes into account the friction between the

of three samples available from the father rod and

ceramic sheath and the cladding and a viscoplastic

the test will consist of six 0.23% strain steps up to

behaviour of the cladding. The modelling results

a total strain of 1.4%, with a corresponding step-

will be validated using the experimental results.

wise increase in temperature at each step, simulat-

During the year CEA has performed simula-

ing the cladding inside temperature during respec-

tions using two different notch patterns (4 or 16

tive ramp step. Less than 60 Pa iodine pressure

notches).

will be used. Reference tests were performed to evaluate the experimental capabilities of the man-

Subtask 2.2.2 EBSD analysis (tentative) of the mandrel tested samples

drel test equipment to perform multi-step ramps in temperature and strain.

Subsequent to mandrel testing, four to five unirElectron Backscatter Diffraction (EBSD) technique

Subtask 2.4 The effect of burnup on the PCI behaviour

in a Scanning Electron Micro-scope (SEM). Using

The main objective of this subtask is to obtain a

radiated specimens will be characterized using the

EBSD, it is possible to determine the degree of lat-

better understanding of the effect of burn-up level

tice rotation in individual grains as a function of

on PCI induced failures. It is the aim to identify

macroscopic strain.The mandrel testing equipment

the changes in critical parameters with increasing

will be used in order for the specimens to obtain

burn-up levels. The observed changes will then be

different macroscopic strains (0â&#x20AC;&#x201C;2.0%).

used as a base to identify the effect of burn-up on

During the second year, evaluation of the EBSD

the PCI behaviour. A second objective is to study

method was performed to investigate its possible

simultaneous PCI and DHC failures.

application for mandrel tested samples. The first

The investigation of the inner hardened layer has

test has been performed on CW SR Zircaloy-4

started with the Ga sample after ramp test. The

material, which will also be used in the modelling

objective is to study the formation of the recoil

task. The EBSD technique can reveal misorienta-

hardened inner layer of the cladding or liner and

tions inside a grain which could be a consequence

the formation of incipient cracks at the inner clad-

of the obtained strain and the grain-versus-stress

ding/liner surface. The Vickers micro-hardness

orientation (i.e. dislocation activity and slip planes).

investigations of the Zry-2 cladding and Fe-alloyed

An average of the crystal rotations in the mapping

liner of rod Ga after ramp test show that a linear

can be correlated to the applied strain.

decrease of the hardness of the liner from the sur-

The EBSD tests on CW SRA Zircaloy-4 cladding

face (fuel side) is observed. The depth of the inner

material indicated that the microstructure was

layer of the liner impacted is estimated to about 8

not suitable for EBSD due to the deformed micro-

Âľm. No incipient cracks could be identified in the

126

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

inner hardened layer of the liner in the Ga sample.

The main objective of this task is to study the effect

Until now, hardness tests, after ramp testing has

of H in solid solution, as well as in the form of

been performed on three samples.

hydrides, on creep-relaxation behaviour. Samples were manufactured from both unirradi-

Task 3: Hydrogen Induced Failures

ated as-received cladding and from irradiated cladding. Some pretest examinations were performed,

The SCIP program was largely focused on hydro-

including HVE measurements and profilometry

gen induced failure mechanisms, such as HE and

of the manufactured samples. Gaseous hydro-

DHC. The performed program has improved the

gen charging of unirradiated specimens was per-

understanding of hydrogen induced cladding fail-

formed. The hydrogen charging was performed at

ures but some issues still remain and some new

Uppsala University in Sweden.

questions have arised during the program

A literature study was performed and also several

Task 3 in SCIP II is devoted to a continued investi-

hardening relaxation test have been done until

gation of the effects of hydrogen in cladding on

now.

cracking behaviour.

Subtask 3.6. PCMI stress simulation Subtask 3.2 Initiation and effect of matrix hardness

The task aims at determining the stress in the cladding during a simulated power increase under the

Since nano-indentation is a relatively new method

PCI rules of a PWR. The test is performed as a hard-

in this area, the first two years have been focused

ening-relaxation experiment with a very slow strain

on validating the method against conventional

rate that corresponds to typical PCI rules. The result

methods of measuring the mechanical properties

can be compared to the maximum stress obtained

of materials. The conventional methods consid-

in hardening-relaxation tests at high strain rate. For

ered here have been tensile testing and Vickers

example, the tests performed in SCIP or in Task 3.5

micro-hardness measurements.

above. These tests were per-formed at strain rates

Lately, using the Hysitron TI950 nano-indenter at

of 0.01, 0.4 and 4%/min corresponding to antici-

LinkĂśping University (LiU), nano-indentation tests

pated operating occurrences (AOOs) rather than

have been performed at 25, 150 and 300 Â°C on

normal operation. By comparing results from nor-

unirradiated cladding samples hydrided to 57, 285

mal operation under the PCI limit and the results

and 570 ppm. The tests involved making nano-

based on stress-strain situations relevant for the

indents in both the matrix and hydride at each

occurrence of PCI, the margin in terms of cladding

tests temperature to evaluate the hardness (H) and

stress can be determined.

Youngâ&#x20AC;&#x2122;s modulus (E). The results, to be presented

The measurement have been performed in early

at the November 2012 SCIP meeting, are expected

autumn 2012 and presented and discussed at the

to show the change of H and E as a function of

November 2012 meeting.

temperature. The success on the unirradiated samples will mean it is possible to proceed to perform tests on irradi-

International Cooperation

ated samples at high temperature. In combination with the fact that Studsvik has been granted per- The SCIP II program is a 5 years NEA/OECD Joint mission to perform tests on irradiated samples at

Project run by Studsvik in which about 30 inter-

LiU, nano-indentation tests on irradiated samples

national organizations are participating. The inter-

can now begin for the results to be presented at

national members, mainly representing industry,

the second year four SCIP meeting.

authorities and research centers, are actively participating to the program with in-kind contribu-

Subtask 3.5 Hydrogen and creep-relaxation

tions and with the participation to the SCIP II meet-

Hydrogen appears to affect creep-relaxation pro-

ings twice a year.

cesses in different ways if being present in solution or as precipitated hydrides. In addition to that, the precipitation of hydrides is known to facilitate the nucleation of dislocations in the vicinity of hydrides. That may in turn affect the behaviour of the creeprelaxation at the time of the hydride precipitation.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

127

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

Author und Co-author(s)

H.P. Seifert, S. Ritter, H. Leber, M. Breimesser

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland

Tel., E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 44 02, hans-peter.seifert@psi.ch www.psi.ch und http://lnm.web.psi.ch/

Duration of project

January 1, 2012 to December 31, 2014

ABSTRACT

minimum and maximum temperature. Reason-

Within the SAFE project environmental effects

able engineering TMF life predictions by the

on rapid fracture, fatigue initiation and short-

environmental factor approach of NUREG/

crack growth in low-alloy (LAS) and austenitic

CR-6909 and adequate mean temperatures

stainless steels (SS) as well as the stress cor-

seem to be possible in high-temperature water.

rosion cracking (SCC) behaviour of dissimilar

2. Mean stress: Preliminary test results indicate

metal welds (DMW) under boiling (BWR) and

that mean stress may have a tremendous ef-

pressurised water reactor (PWR) conditions are

fect on physical fatigue initiation life in high-

evaluated. These practical investigations are

temperature water in the fatigue endurance

complemented by a more fundamental study

limit range. The environmental reduction of

on SCC initiation in Ni-base alloys and LAS. In

fatigue life may be stronger than predicted by

the first project year, the following interim re-

the typical mean stress corrections in air. The

sults were gained:

effect of load ratio on the subsequent short

Sub-project-I – Environmental effects on

crack growth is moderate and similar to that in

rapid fracture: A literature survey revealed

air and for deep cracks. 3. Dissolved hydrogen

some experimental evidence that the fracture

(DH) content & pH: Within the investigated

resistance of most structural materials might

range, the environmental reduction of fatigue

be degraded by reactor coolant effects in the

initiation life increases with increasing DH and

LWR operating regime, most probably due to

decreasing pH whereas the effect of pH is more

hydrogen. Hydrogen level reaches equilibrium

pronounced. DH and pH have little effect on

bulk concentrations of several ppm within a

the environmental acceleration of the subse-

few weeks or months at 300 °C, which is high

quent short and long fatigue crack growth and

enough to affect their mechanical properties.

thus on the technical corrosion fatigue initia-

Systematic investigations are lacking. Apart

tion in the plant relevant range.

from Ni-base alloys, it is unclear if the envi-

Sub-project-III – SCC in DMW: The tests con-

ronmental effects at the higher temperatures

cerning the SCC crack growth perpendicular

correspond to a real reduction of toughness,

to the interface region between the Alloy 182

to very fast SCC crack growth or to testing

weld metal and adjacent LAS revealed that un-

artefacts in small-sized specimens.

der highly oxidising BWR/NWC conditions, 3

Sub-project-II – Corrosion fatigue in aus-

ppb of chloride are sufficient to induce fast

tenitic SS: 1. Thermo-mechanical fatigue

SCC into the adjacent LAS steel at KI-levels ≥

(TMF): TMF tests showed the expected behav-

50 MPa∙m1/2 with crack growth rates in the

iour based on the known dependencies from

range of several cm per year! Similarly, 5 to

isothermallow-cycle fatigue (LCF) experiments

10 ppb of chloride can result in fast SCC into

and no anomalies were revealed. The TMF life

the adjacent LAS down to low KI-levels of 30

is between that of the isothermal LCF tests at

MPa∙m1/2. In high-purity water, SCC crack

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

129

growth into the LAS heat-affected zone was

ments in BWR environment is in preparation

observed at ≥ 65 MPa∙m , but this has to be

and the thesis shall be started in 2013. For that

verified with larger specimens.

purpose a multiple specimen SCC initiation

1/2

Sub-project-IV – SCC Initiation in Ni-base

set-up with on-line crack initiation monitoring

alloys and LAS: A PhD thesis proposal on the

and a servo-pneumatic loading system was de-

effect of hydrogen on SCC initiation and sub-

signed and is currently fabricated.

sequent short crack growth in Ni-alloy weld-

1. Introduction

thus periodically inspected by non-destructive examination to detect defects before they reach a

With regard to the new nuclear legislation and the

critical size necessary for rapid fracture. [2–4]

increased age of the Swiss nuclear power plant

An accurate knowledge on the degradation of the

fleet (27 to 43 years), the current focus of material-

toughness and fracture properties of these mate-

related regulatory safety research funded by the

rials during service and of the system conditions

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI)

which may lead to EAC initiation and growth is

is placed to the assessment and assurance of the

thus evidently indispensable to ensure the safe

integrity of the primary coolant circuit and contain-

and economic long-term operation in this context.

ment in the context of material ageing [1].

Reliable quantitative experimental data on these

Pressure boundary components in the primary

phenomena and a basic knowledge on the under-

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

lying mechanisms are essential to evaluate their

are made of low-alloy (LAS) and stainless steels

possible effects on structural integrity/safety and

(SS) and are very critical components with regard

lifetime of components, to identify critical compo-

to safety and lifetime (with the reactor pressure

nent locations/operating conditions and to define

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

and qualify possible mitigation, repair and mainte-

of structural integrity of these components in the

nance actions.

context of material ageing is thus a key task in any ageing and lifetime management program. During service, toughness and ductility of these materials can decrease with time, due to irradiation

2. Structure and Goals of the SAFE Project

induced embrittlement (RPV and reactor internals only), thermal ageing or potential environmental

Table 1: Topics of sub-projects of the SAFE research program.

130

The SAFE project (2012–2014) aims to fill select-

(hydrogen) effects. Under simultaneous effect of

ed important knowledge gaps in the field of EAC

the reactor coolant, thermo-mechanical opera-

and environmental effects on fatigue and rapid

tional loads and irradiation, cracks can initiate and

fracture in safety-relevant PPBC [3]. It consists of

grow by environmentally-assisted cracking (EAC)

four sub-projects (Table 1) and deals with envi-

and thermo-mechanical fatigue (TMF), which fi-

ronmental effects on fracture and fatigue, stress

nally could lead to a large leak or component fail-

corrosion cracking (SCC) in dissimilar metal welds

ure. A plenty of EAC cracking incidents occurred

(DMW) and basic studies on SCC initiation in LWR

in both boiling water (BWR) and pressurised water

environments [3]. The technical background and

reactors (PWR) in a wide range of stainless steel,

the objectives of the individual sub-projects were

nickel-base alloy, carbon and low-alloy steel PPBC

discussed in detail in the SAFE project proposal

in the last three decades. Critical components are

[3]. SAFE also contributes to the maintenance of

Sub-project Topic

SP-I

Environmental effects on rapid fracture and tearing resistance

25%

SP-II

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

30%

SP-III

SCC in dissimilar metal welds and Alloy 182-RPV interface region

20%

SP-III

SCC initiation in austenitic Ni-base alloys & low-alloy steels

25%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1:

an independent expertise and to the education of

New electro-mechanical loading system for EPFM tests in hightemperature water.

young specialists in this safety-critical field. Furthermore, the generated know-how is made available to ENSI for expertise work and on-call projects.

3. Performed Work and Results 3.1. Sub-Project I – Environmental Effects on Rapid Fracture Fracture toughness and tearing resistance are material properties, which not only depend on microstructure or loading conditions (e.g. strain rate or constraints) but are also strongly influenced by the environment in which the cracking occurs. Except for temperature and irradiation, the effect of

state-of-the-art and help to identify knowledge

environment on fracture behaviour of PPBC has

gaps and the systems with highest safety concern.

not been taken into account in the nuclear power

Within the first project year the available literature

industry. There is now growing experimental evi-

was collected and a first screening performed. ENSI

dence that the fracture resistance of most structur-

was informed on the interim results at the semi-

al materials might be degraded by reactor coolant

annual project meeting [8]. A detailed analysis will

(hydrogen) effects in the LWR operating regime

follow. Furthermore, an upgrade of the loading

[3–7]. Apart from Ni-base alloys, it is unclear if the

system in one of our high-temperature water loops

environmental effects at the higher temperatures

with a higher load capacity of 100 kN (Figure 1)

correspond to a real reduction of toughness or to

and new data acquisition and control system was

rather fast SCC crack growth, which appears as

performed. The system is fully operating since

sudden fracture, or if they are related to plastic

June 2012 and is used for elastic-plastic fracture

collapse because of violation of small scale yielding

mechanics (EPFM) tests in high-temperature wa-

conditions, loss of constraints and dK/da effects in

ter and SCC tests with DMW specimens in high

small-sized specimens.

KI-range of up to 100 MPa⋅m1/2. Additionally, a

Hydrogen pickup in structural materials in LWR

successful application was made to the PSI Fellow

occurs due to contact with hydrogen containing

Program (EU-Cofund) [4]. The awarded Post-Doc

reactor coolant (hydrogen from radiolysis and in-

S. Roychowdhury from BARC (India) has experi-

tentional additions) and corrosion reactions. The

ence with SCC, environmental effects on fracture

hydrogen level reaches equilibrium bulk concen-

and high-temperature water loops and will work

trations of several ppm within a few weeks or

on this sub-project for the next two years. This will

months at 300 °C, which is high enough to af-

allow a more systematic and extended experimen-

fect their mechanical properties [3–7]. Although

tal study [4] than originally planed and is thus a big

the hydrogen content in primary pressurised PWR

asset for the whole project.

water is significantly higher than in BWR coolants, similar or even higher concentrations of absorbed hydrogen occur in BWR components, especially in crevices/cracks with aggressive occluded crevice

3.2. Sub-Project II – Environmental Effects on Fatigue

chemistry. This sub-project aims to establish the role of the

The possibility of reactor coolant effects on fatigue

environment and hydrogen on the fracture and

of LWR structural materials is undisputed, but

mechanical behaviour of LAS and SS in the LWR

their adequate implementation in fatigue design

temperature regime and identify critical combina-

and evaluation procedures is still not satisfacto-

tions of metallurgical, environmental and loading

rily solved. This sub-project aims to contribute to

conditions, which may result in significant environ-

the experimental basis for such Code modifica-

mental and hydrogen effects. A literature survey at

tions and is a logical continuation of the work in

the beginning of the project shall summarise the

KORA-II [9]. The special emphasis in SAFE is placed

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

131

to unexplored plant-relevant aspects, which may

always straight and normal to the stress axis in

result in non-conservatism.

high-temperature water. The corrosion fatigue

During the report period, the focus was placed

cracks appear to grow predominantly as Mode I

to the completion of the experimental studies on

tensile cracks normal to the stress axis, and small

mean stress effects with sharply notched fracture

shear cracks (Mode II) near to the surface were not

mechanics specimens [9] and on the in-phase (IP)

observed so far.

and out-of-phase (OP) TMF behaviour with tubu- The fatigue fracture morphology of crack growth lar specimens [10]. These investigations showed

into the material in air and high-temperature

that mean stress may have a tremendous effect

water did not differ significantly, which suggests

on physical fatigue initiation life in high-temper-

the same underlying crack growth process. Well-

ature water in the fatigue endurance limit range.

defined fatigue striations were clearly visible on

The environmental reduction of fatigue life may

most parts of the fatigue crack flanks in air and

be stronger than predicted by the typical mean

high-temperature water (Figure 2b). The width or

stress corrections in air. The TMF tests showed the

spacing of the striations was significantly larger in

expected behaviour based on the known depen-

high-temperature water under otherwise similar

dencies from isothermal LCF experiments and no

conditions and correlated fairly well with the mac-

anomalies were revealed. The TMF life is between

roscopic crack growth and its environmental accel-

that of the isothermal low-cycle fatigue (LCF) tests

eration under the given conditions. The presence

at minimum and maximum temperature. Reason-

of well-defined striations suggests that mechanical

able engineering TMF life predictions by the en-

factors are still dominant over dissolution effects

vironmental factor approach of NUREG/CR-6909

(e.g., slip dissolution mechanism) in the cracking

and adequate mean temperatures seem to be pos-

process.

sible in high-temperature water.

Close to the inner wall, where the cracks initiated,

Within a four months internship [11], a material

the striations were hardly visible or the surface was

science master student performed first metallo-

even striation-free. This might be related to the

and fracographical post-test evaluations of the

longer oxidation period of the surface closer to the

TMF tests with tubular specimens in air and high-

crack initiation site, to crack closure effects or a dif-

temperature water. These ongoing investigations

ferent mechanism for physical crack initiation and

will help to identify the mechanism and to bet-

subsequent short crack growth. For both IP- and

ter separate the environmental effects on physi-

OP-TMF, the striation width becomes larger with

cal initiation and on the subsequent short and

increasing strain amplitudes and with increasing

long crack growth as a function of applied strain

distance from the inner wall, where the cracks initi-

amplitude. Multiple crack initiation and propaga-

ated, and thus with increasing local stress intensity

tion at the inner wall of the gauge section of the

amplitudes. IP-TMF crack growth rates are a factor

tubular specimens was observed in LCF and TMF

of 5 to 10 higher than OP-TMF rates. A similar dif-

tests in high-temperature water and the individual

ference is observed in isothermal corrosion fatigue

cracks typically had a semi-elliptical shape (Figure

(CF) crack growth rates at the minimum and maxi-

2a). In air, cracks initiated both on the outer and

mum temperature in tests with fracture mechanics

inner surface. The corrosion fatigue cracks were

specimens. The number of cycles to physical crack

Figure 2: Multiple crack initiation (a) and fracture surface with clear striations form IP-TMF in hydrogenated hightemperature water.

132

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

200

pH effect at the same DH

PSI HWC/PWR curve

100

-8

AISI 304 L

100

DH [ppb]

1000

initiation Ni (total cycle number minus striation number) in percent of the total fatigue life time

PWR, 2200 ppb DH, B/Li

200

-9

-10

pHT

5.7→ 7

100 0 -4 10

HWC, 150 ppb DH

304L, H

300

-9

-8

Effect of DH (a) and pH (b) on physical CF initiation life and subsequent short CF crack growth in hydrogenated high-temperature water.

[m/s]

[-]

400

Figure 3:

H2O

∆tR = ∆tD = 50 s

500

-600 mVSHE & pHT = 6.9 da/dtH O

da/dtH O

1/2 300 R = 0.05, ∆K ∼ 21.6 MPa⋅m

600

H 2O

εa ∼ 1 %, dε/dt ∼ 4E-2 %/s

700

Sa,LEFM = 1150 MPa

-7

H 2O

[-]

400

pHT = 5.65

scatter band long crack growth

500

da/dtH O [m/s]

pHT = 7

-3

-2

Notch strain rate de/dt

-1

[%/s]

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

Nf5 (5% load drop, max. crack depth in the mmrange) increases with decreasing strain amplitude

The recent SCC incidents in control rod drive mech-

and is smaller for IP- than for OP-TMF. At small

anisms and core shroud support welds in Japanese

strain amplitudes ≤ 0.25%, the physical initiation

BWRs represent a serious safety concern. In these

life dominates the total lifetime, whereas at large

highly constrained welds with very high residual

strain amplitudes ≥ 0.5% it is mainly governed by

stresses, the stress intensity factors of SCC cracks

the crack growth.

with crack-tips in the interface region between

The dissolved hydrogen (DH) level varies in BWR/

the weld metal and adjacent low-alloy RPV steel

HWC depending on the hydrogen injection rate

can reach high values of up to 50–90 MPa⋅m1/2.

and location in the reactor. In PWR, an increase or

Under these conditions, the possibility of fast SCC

decrease of the DH level is currently under consid-

into the RPV in BWR/NWC environment cannot be

eration for mitigation of SCC in Ni-base alloys (in

excluded, in particular in high-sulphur RPV steels.

particular for Alloy 182). Furthermore, the over- The goal of this sub-project is thus to characterise whelming part of lab investigations was performed

the SCC crack growth perpendicular to the inter-

in neutral high-purity water without H3BO3 and

face region between the Alloy 182 weld metal and

LiOH addition. Therefore, the effect of DH and pH

adjacent RPV steel in BWR environment in the high

on the physical fatigue crack initiation and sub-

KI region and to quantify the thresholds for KI and

sequent short crack growth was evaluated by a

chloride content for fast SCC crack growth into

limited amount of screening tests.

the RPV steel. This project is performed in collabo-

Within the investigated range, the environmental

ration with the Tohoku University and JNES. During

reduction of CF initiation life increases with increas-

the first project year, three tests with a chloride

ing DH (a factor of < 2 in life increase over a DH

concentration of 10 ppb at low KI-values from 15

variation of 2 decades) and decreasing pH (a factor

to 20 MPa⋅m1/2 were performed with DMW and

of 4 to 5 in life increase by a pHT increase form 5.7

homogeneous LAS specimens, which indicate a

to 7 for a given DH or ECP) as shown on Figures 3a

threshold in this region. This threshold is currently

and 3b. The effect of pH is thus more pronounced,

verified by a further test at 50 ppb of chloride.

whereas the effect of DH is in the range of typical

The current status is summarised in Figure 4 [9]

material scatter and heat to heat variations. High-

and contains also similar results of TEPCO for com-

purity water experiments at a realistic DH are con-

parison reasons [12]. Under highly oxidising BWR/

servative for PWR conditions with regard to the

NWC conditions, 3 ppb of chloride are sufficient

physical CF initiation life. DH and pH have little ef-

to induce fast SCC into the adjacent low-alloy RPV

fect on the environmental acceleration of the sub-

steel at KI-levels ≥ 50 MPa⋅m1/2 with crack growth

sequent short (Figures 3a and 3b)and long CF crack

rates in the range of several cm per year! Similarly,

growth. Since the technical CF initiation life is usu-

5 to 10 ppb of chloride can result in fast SCC into

ally governed by the environmental acceleration of

the adjacent RPV steel down to low KI-levels of 30

short fatigue crack growth (as shown in KORA-II,

MPa⋅m1/2. In high-purity water, SCC crack growth

[9]), little effect of DH and pH on the technical CF

into the RPV HAZ was observed at KI-levels ≥ 65 to

initiation life is thus expected in the plant relevant

70 MPa⋅m1/2 with crack growth rates in the range

range. DH and pH effects are thus not further in-

of 3 mm per year, but these results have to be

vestigated within the SAFE project

verified by additional tests with larger specimens.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

133

60 50

Sustained SCC growth into LAS

40 30

Exact thresholds to be determined!

20 10 0

Â Â?Â?Â?Â Â? Â Â Â&#x20AC;Â&#x201A; Â&#x192;Â&#x192; Â&#x201E; Â? Â&#x2026; Â&#x192; Â&#x2020; Â&#x2021;Â&#x2C6;Â Â? Â&#x2030; Â&#x160; Â Â

Chloride concentration [ppb]

da/dtSCC [m/s]

Figure 4: a) Critical conditions for fast SCC into the adjacent RPV steel in BWR/NWC environment in DMWs. b) Effect of chloride content on SCC growth rate in low-alloy RPV steels.

-7

-8

-9

-10

-11

-12

> SSY high S

â&#x2030;Ľ 5 ppb

3 ppb < 1 ppb

BWR/NWC 0

100

1/2

KI [MPaďż˝m ]

Based on our previous investigations with homog-

consortium involving ENSI, PSI, ALSTOM, EMPA

enous LAS specimens, a significantly higher chlo-

and SVTI is member of the international PARENT

ride tolerance might be expected for low ECPs. The

program, which is dealing with the assessment

mitigation effect of HWC will therefore be investi-

and quantification of established and new emerg-

gated for the high KI-range â&#x2030;Ľ 60 MPaâ&#x2039;&#x2026;m1/2. A pre-

ing NDE techniques to detect and assess flaws in

liminary experiment under primary PWR conditions

DMW. Close thematic links exist to the ENSI project

indicates that a SCC crack might grow into the

NORA (SCC mitigation by NobleChemTM) and to

heat-affected zone of the RPV steel in this high KI-

the swissnuclear project PLiM (thermal fatigue in

range in chloride-free environment, although with

air). ENSI and the Swiss utilities are periodically in-

a lower growth rate in the range of 1 mm/year.

formed on the actual project status during the annual project status and semi-annual project meet-

3.4. Sub-Project IV â&#x20AC;&#x201C; Basic Studies on SCC Initiation

ings. A workshop on Nuclear Materials covering material ageing topics with 28 PhDs and Post-Docs in the frame of the EPFL Doctoral School was coorganised.

Within this sub-project, the effects of chloride on SCC initiation of LAS [13] and of the hydrogen level on the SCC initiation and subsequent short-crack

5. International Collaborations

growth in Alloy 182 weldments under BWR conditions are investigated [3]. The later will be performed

As active members of the International Co-opera-

as a PhD thesis, which shall start in May 2013.

tive Group on Environmentally-Assisted Cracking

Within the report period, the special emphasis was

of Water Reactor Structural Materials (ICG-EAC,

placed to the design of a multiple specimen SCC

http://www.icg-eac.info/) and of the European

initiation set-up with on-line crack initiation moni-

Co-operative Group on Corrosion Monitoring of

toring. Up to 8 specimens can be simultaneously

Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www.

tested with a servo-pneumatic bellows loading

ecg-comon.org/) as well as of the Working Party

system. The design is finished and the fabrication

4 (Nuclear Corrosion) of the European Federation

is currently running and the system should being

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

fully operational around May 2013.

are staying in very close contact with the interna-

Furthermore, the PhD thesis work on the detec-

tional scientific and industrial community in this

tion of SCC initiation by electrochemical noise was

field. Our own research activities are discussed and

terminated in March 2012 and M. Breimesser suc-

co-ordinated within these groups. In 2012 S. Ritter

cessfully passed his PhD examination with distinc-

was elected and appointed as Scientific Secretary

tion in September 2012 [14].

of the ICG-EAC group. PSI is also member of the newly formed NUGENIA

4. National Collaborations

association (http://www.nugenia.org/) and ETSON network (http://www.eurosafe-forum.org/formation-european-tso-network), where the safe long-

The collaboration and technology transfer on the

term operation in the context of material ageing

national level directly takes place in the Swiss nu-

will be an important topic. NUGENIA is the Euro-

clear community and in the ETH domain. A Swiss

pean association dedicated to R & D of nuclear fis-

134

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

sion technologies with a focus on Generation II &

6.2 Perspectives for 2013

III nuclear plants. The formerly Network for Excellence for Nuclear Plant Life Prediction (NULIFE) was

Major milestones for the next year are the start

integrated in NUGENIA. ETSON is the network of

of the new PhD thesis with first experiments in

European technical safety organisations (TSO). Fur-

the multiple specimen SCC initiation set-up and

thermore, our activities shall also be implemented

of the Post-Doc work with first EPFM tests in high-

as in-kind contributions to the new International

temperature water and a report on the literature

Forum on Reactor Ageing Management (IFRAM,

survey [4]. Studies of the mean stress effects in

http://ifram.pnnl.gov/default.asp).

stress-controlled isothermal LCF tests with tubular

In the field of SCC of DMWs and chloride effects

specimens and of load sequence effects in load-

on SCC in LAS, there is a collaboration between

controlled experiments with sharply notched speci-

PSI and the renowned Fracture and Reliability Re-

mens are the major focus in the field of corrosion

search Institute of the Tohoku University in Sendai/

fatigue. In the field of SCC in DMW, the special

Japan, which was extended in 2010 by the partici-

emphasis will be placed on the crack growth be-

pation of PSI in a large Japanese research program

haviour in the high KI-range with large fracture

on that topic under the auspice of the Japan Nucle-

mechanics specimens.

ar Energy Safety Organization (JNES). This project is significantly retarded because of Fukushima. Within a small collaboration with the Electric Pow-

7. Publications

er Research Institute (EPRI) in the USA, we are supporting as reviewers and consultants the revision of the BWRVIP-60 SCC disposition lines and the

Publications in Scientific Journals and Books H.P. Seifert, S. Ritter, and H.J. Leber, «Corrosion

development of a BWR Codes Case for LAS, which

Fatigue Crack Growth Behaviour of Austen-

is related to Section XI of the ASME BPV Code.

itic Stainless Steels under Light Water Reactor

The underlying basic document for revision of

Conditions», Corrosion Science, 2012, 55, pp.

BWRVIP-60 was prepared with substantial support

61–75.

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

M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Suter,

field. The revised draft report is currently still under

S. Virtanen, «Application of the Electrochemical

the final review process. PSI is also following and

Microcapillary Technique to Study Intergranular

contributing to the new Environmental Assisted

Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stainless

Fatigue Expert Panel of EPRI [15, 16].

Steel on the Micrometre Scale», Corrosion Science, 2012, 55, pp. 126–132.

6. Assessment of 2012 and Perspectives for 2013 6.1 Assessment of 2012

H.P. Seifert, S. Ritter, and H.J. Leber, «Corrosion Fatigue Initiation and Short Crack Growth Behaviour of Austenitic Stainless Steels under Light Water Reactor Conditions», Corrosion Science, 2012, 59, pp. 20–34. S. Ritter, F. Huet, and R.A. Cottis, «Guideline for

The overwhelming part of the project goals and

an Assessment of Electrochemical Noise Mea-

milestones for the first project year [3] has been

surement Devices», Materials and Corrosion,

achieved and the project is on track. 18 project-

2012, 63(4), pp. 297–302.

related publications were generated in 2012 and

M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Suter, S.

the PhD thesis of M. Breimesser was successfully

Virtanen, «Application of Electrochemical Noise

terminated. The project generates results, which

to Monitor Stress Corrosion Cracking of Stain-

are of direct and practical use for the regulatory

less Steel in Tetrathionate Solution under Con-

work and its integration in several international

stant Load», Corrosion Science, 2012, 63, pp.

programs further amplifies the benefit for ENSI.

129–139. S. Ritter, D.A. Horner, R.W. Bosch, «Corrosion Monitoring Techniques for Detection of Crack Initiation under Simulated Light Water Reactor Conditions», Corrosion Engineering, Science and Technology, 2012, 47, pp. 251–264.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

135

S. Ritter, H.P. Seifert, «Influence of Reference

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

Electrode Distance and Hydrogen Content on

Initiation and Subsequent Crack Growth of Low-

the Electrochemical Potential Noise during SCC

Alloy Steel in Simulated BWR Environment», in:

in High-Purity, High-Temperature Water», Cor-

Annual Meeting of the ICG-EAC 2012, (CD-

rosion Engineering Science and Technology,

ROM), Quebec City, Canada, May 13–18, 2012.

2012 (DOI: 10.1179/1743278212Y.000000006

M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, «Compari-

1).

son of Micro- and Macroscopic EN Measure-

S. Ritter, H.P. Seifert, «Detection of SCC Initiation

ments to Detect IG SCC in Austenitic Stainless

in Austenitic Stainless Steel by Electrochemical

Steel: Final Results», in: Annual Meeting of the

Noise Measurements», Materials and Corrosion,

ECG-COMON, WG1-3 (CD-ROM), Petten, The

2012 (DOI: 10.1002/maco.201206700).

Netherlands, June 18-19, 2012.

H.J. Leber, S. Ritter, H.P. Seifert, «Thermo-Mechanical and Isothermal Low-Cycle Fatigue Be-

Reports

havior of 316L Stainless Steel in High-Temper-

H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Environmen-

ature Water and Air», Corrosion, Special Issue

tally-Assisted Cracking in Austenitic Light Wa-

«Research Topical Symposia – Corrosion Degra-

ter Reactor Structural Materials - Final Report of

dation in Nuclear Power Reactors», 2012 (sub-

the KORA-II Project», PSI Report No. 12-02, Paul

mitted).

Scherrer Institute, Villigen, Switzerland, June

H.P. Seifert, J. Hickling, D. Lister, «5.06 – Corro-

2012.

sion and Environmentally-Assisted Cracking of

R.W. Bosch, S. Ritter et al., «White Paper on

Carbon and Low-Alloy Steels», in: Comprehen-

Crack Initiation of Structural Materials in LWRs»,

sive Nuclear Materials, Editor: R.J.M. Konings,

NULIFE (10) 33, February 2012.

Elsevier: Oxford, UK, ISBN: 978-0-08-056033-5, pp. 105-142, 2012. M. Breimesser, «Microelectrochemical Approach

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136

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

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TM-46-12-05, September 2012. [12] K. Kumagai et al., «Effects of K and anion impurity concentration on crack growth kinetics near alloy 182/A533B weld overlay boundaries in BWRs», in 14th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Systems – Water Reactors, NACE/TMS/ANS, Virginia Beach, Virginia, USA, August 23-27, 2009. [13] S. Ritter, H.P. Seifert, «Environmentally-assisted crack initiation behaviour of low-alloy steel in simulated BWR environment – effect of chloride», 18th International Corrosion Congress 2011 Paper 429, Perth, Australien, 20.–24. November 2011. [14] M. Breimesser, «Microelectrochemical Approach Towards the Analysis of Electrochemical Noise Signals Related to Intergranular Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stainless Steel», Dissertation, Friedrich-Alexander University Erlangen-Nürnberg, Germany, 2012. [15] Environmentally Assisted Fatigue Gap Analysis and Roadmap for Future Research: Gap Analysis Report. EPRI, Palo Alto, CA, USA: December 2011. 1023012. [16] Environmentally Assisted Fatigue Screening: Process and Technical Basis for Identifying EAF Limiting Locations, EPRI, Palo Alto, CA, USA: August 2012 1024995.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

137

NORA Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

Author und Co-author(s)

S. Ritter, P.V. Grundler, A. Ramar, I. G端nther-Leopold, N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland

Tel., E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 2983, stefan.ritter@psi.ch www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/

Duration of project

January 1, 2010 to June 30, 2013

and H2 concentrations are measured in-situ.

ABSTRACT (OLNC) is a technology

To study the Pt deposition behaviour and to

developed by General Electric-Hitachi (GE-H)

assess the effectiveness of the OLNC technol-

On-line NobleChem

to mitigate stress corrosion cracking (SCC) in

ogy under real plant conditions, specimens are

reactor internals and recirculation pipes of boil-

also exposed at two locations in the nuclear

ing water reactors (BWRs) without the nega-

power plant Leibstadt (KKL). Scanning and

tive side-effects of the classical hydrogen water

transmission electron microscopy techniques

chemistry. For a more efficient reduction of

are used to characterise the Pt distribution on

the electrochemical corrosion potential (ECP)

the oxide layer of the specimens. Additionally

noble metal compounds (e.g., Na2Pt(OH)6)

the specimens are analysed by Laser Ablation-

are injected into the feed water during power

Inductively Coupled Plasma-Mass Spectrom-

operation. The Pt is claimed to deposit as very

etry (LA-ICP-MS) to quantify the Pt concentra-

fine metallic particles on all water-wetted sur-

tion on the specimens/oxide layers.

faces and to stay electrocatalytic over long

During the third project year a systematic test

periods.

series has been performed in the experimental

For the validation of this mitigation technique

facilities at PSI and the non-destructive tech-

the research project NORA has been started

nique has been further developed. Specimens

at PSI with two main objectives: (i) to gain

from the loop tests as well as from KKL have

phenomenological insights and a better basic

been analysed by microscopy and/or analyti-

understanding of the Pt distribution and depo-

cal chemistry. So far the PSI tests revealed a

sition behaviour in BWRs and (ii) to develop and

more effective Pt deposition behaviour, result-

qualify a non-destructive technique to charac-

ing in smaller Pt particles with a homogeneous

terise the size and distribution of the Pt par-

distribution, by injecting Pt at a low rate over

ticles and their local concentration on reactor

extended periods under reducing environmen-

components. Systematic tests are performed in

tal conditions (low ECP). A longer pre-oxida-

a sophisticated high-temperature water loop,

tion phase of the specimens seems to increase

in which specimens can be exposed to simu-

Pt concentration on the specimen surface. Fur-

lated BWR water. During the tests Pt solution

thermore, the high resolution imaging of single

is injected into the loop and Pt is deposited

Pt particles provided data about the nature of

on the specimens. The ECP of the specimens

the Pt particles and their chemical state.

and other parameters such as dissolved O2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

139

1. Introduction

tions with stoichiometric excess of H2 and a sufficient Pt coverage of the surface are able to lower

BWRs are operated with neutral high-purity water.

the ECPs to < -450 mVSHE with a low feed water

Because of the radiolysis of the reactor coolant in

H2 content with minimal negative impact on BWR

the core and the limited volatility of H2O2, the water

plant operation.

contains a stoichiometric excess of O2 and H2O2

OLNC was first applied in 2005 in nuclear power

over H2. Therefore, under normal water chemis-

plant Mühleberg (KKM). Meanwhile nuclear

try (NWC) conditions, the reactor water is highly

power plant Leibstadt (KKL) and 14 further BWR

oxidising; this is reflected by the high ECPs of the

plants worldwide [9] employ OLNC. It is expected

structural materials from +100 to +250 mVSHE. This

that the number of nuclear power plants apply-

oxidising environment has caused numerous corro-

ing OLNC will significantly increase because of the

sion problems in BWR plants. Intergranular SCC in

advantages of this technology.

corrosion-resistant stainless steel and nickel-base

To achieve new phenomenological insights and

alloy components of the primary circuit led to tre-

a better basic understanding of the Pt distribu-

mendous capacity losses in BWR plants worldwide

tion and deposition behaviour in BWRs the NORA

during the last three decades and in some cases

research project (see [10]) has been started at PSI.

even challenged the integrity of the primary coolant circuit [1]. From early laboratory studies it was clear that the SCC susceptibility and growth rates can be relevantly reduced by lowering the ECP

2. Structure and goals of the NORA project

of these steels, e.g., by the injection of H2 into the feed water (hydrogen water chemistry, HWC),

For the validation of the OLNC technology the cur-

which recombines with O2 and H2O2 to H2O [2,

rent project should deliver important input. There-

3]. This method was first introduced in the early

fore, the two main objectives of this project are to

eighties [4].

gain phenomenological insights and a better basic

To overcome several disadvantages of the classical

understanding of the Pt distribution and deposi-

HWC (e.g., high feed water H2 contents respon-

tion behaviour in BWRs, as well as the develop-

sible for increase of the main steam line dose rates),

ment and qualification of a non-destructive tech-

Table 1: Subjects and share of the two sub-projects of NORA.

140

the OLNC technology has been developed by GE-H

nique to characterise the size and distribution

[5]. In this method, very dilute noble metal com-

of the Pt particles and its local concentration on

pounds (as Na2Pt(OH)6), are injected into the feed

reactor components. Furthermore, available plant

water where they quickly decompose. Very fine

data from OLNC applications in KKM and KKL are

noble metal particles are formed and are able to

collected, evaluated and also used as input to the

deposit on the water-wetted surfaces of the dif-

current research work. The technical background

ferent structural materials [6]. The noble metals

and the objectives of the project are described in

very efficiently electrocatalyse the recombination

more detail in the NORA project proposal [11].

of H2 with O2 and H2O2 by providing surface sites,

The project is performed as a joint programme

on which the H2 and O2 can dissociatively adsorb

of ENSI, PSI and the Swiss utilities KKL and KKM.

and readily undergo electron exchange reactions

The project consists of two sub-projects (Table 1):

[7]. Because the consumption of O2 (and H2O2)

experimental (sub-project 1) and analytical work

by the Pt particles on the steel surface is much

(sub-project 2), which are covered by two very

faster than the diffusion of O2 through the stag-

closely interacting Post-Docs. The Post-Docs are

nant boundary layer [3, 6, 7] the surface oxidant

supported by scientific specialists and technical

concentration is reduced to virtually zero if a near-

staff from the Laboratory for Nuclear Materials

stoichiometric concentration of H2 is available (H2/

(LNM) and Hot Laboratory Division (AHL) at PSI

O2 molar ratio of 2) [8]. With OLNC all BWR loca-

(Component Safety (BTS), Isotope and Elemen-

Sub-project Subject

SP 1

Experimental evaluation of the Pt deposition behaviour under simulated BWR conditions and in a BWR

Approx. 50%

SP 2

Development of a non-destructive characterisation method for Pt deposits on reactor components and chemical/microscopic analytics

Approx. 50%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

tal Analysis (IEA) and Nuclear Fuels (NF) groups).

geous, as the smaller particle size allows covering

NORA is planned as a 3.5 years project. KKL and

more homogenously a surface with the same total

KKM provide relevant in-kind contributions (e.g.,

amount of Pt and also smaller particles are more

by granting access to information and the possibil-

likely to be able to diffuse into existing cracks. In

ity to expose specimens in KKL’s mitigation moni-

this context the influence of several parameters on

toring system and reactor water sample line).

the Pt particle size distribution and surface load-

The focus of the third project year was to study

ing has been investigated by systematic testing in

the effect of several parameters on the Pt deposi-

the high-temperature water loop. In the current

tion behaviour (e.g., Pt injection rate, environment

report the effect of environment, Pt injection rate

or pre-oxidation state) by performing experiments

and surface condition of the specimen are briefly

at PSI (seven tests), the development of a non-

presented. The morphology of single Pt particles is

destructive technique and measurement of the Pt

also shown from two examples.

concentration on specimens exposed at KKL. Additionally a detailed characterisation of single Pt particles could be performed by high-resolution TEM

3.1. Material and specimens

and electron tomography at the Centre for Electron Nanoscopy at the Technical University of Denmark

For the investigations a type 304L stainless steel

(DTU). A major revision of the high-temperature

(UNS S30403) from a pipe from a nuclear power

water loop at PSI has also been conducted. In the

plant was chosen. Coupons (13 x 10 x 4 mm) with

following chapter only some selected results from

a defined surface roughness (Ra ≈ 0.4 μm) were

the high-temperature water loop are described

used for the experiments. The specimens were

and some high resolution micrographs of single Pt

either pre-oxidised (PO) for about 310 h in HWC

particles are shown.

environment or used in the «as received» (AR) state (see [10] for more details).

3. Results

3.2. Experimental procedure

There are several aspects which may influence the Pt distribution and deposition behaviour on

The Pt deposition tests were performed in a

the water-wetted steel surfaces in a BWR. For an

sophisticated high-temperature water loop with a

assessment of the efficiency of the OLNC tech- 1 l stainless steel autoclave (Figure 1). During the nique with respect to SCC mitigation it can be

experiments all environmental parameters at inlet

stated that, beside a sufficient Pt concentration

and outlet (dissolved oxygen (DO), dissolved hydro-

on the steel surface, smaller particles are advanta-

gen (DH), κ, T, p, flow rate, etc.) were recorded

Figure 1: Subjects and share of Schematic of the hightemperature water loop facility.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

141

Table 2: Subjects and share of the two sub-projects of NORA.

430–530

Experiment duration [h] Pressure [bar]

Temperatureautoclave [°C]

280

Mass flow rateinlet water [kg/h]

Water chemistry Molar ratio (DH/DO) DH [ppb] DO [ppb] Conductivity [µS/cm]

Inlet

Outlet

1.3–34

–

40–80

0–75

40–500

0–200

0.06

0.07–0.10 100

Pt conc. of solution [ppb] Pt injection period [h]

40–259

Pt injection rate [µg/h]

0.2–12.1

Nom. Pt conc. in water [ppt]

23–1208

Total Pt injected [µg]

46–692

3.3. Analytical techniques

continuously. Four coupon specimens (two PO and two in AR state) were exposed to the high-temperature water in the autoclave, whereas one of

The microstructural investigations were performed

them (AR state) was electrically connected with a

using a Zeiss scanning electron microscope (SEM)

wire for ECP measurement. The ECP of this speci-

equipped with a field emission gun and X-ray

men, of the autoclave and the redox potential (Pt

energy dispersive spectrometer (EDS) from EDAX

sheet) were measured vs. a Cu/Cu2O ZrO2-mem-

for chemical analyses. For the high-resolution TEM

brane reference electrode. BWR conditions were

and electron tomography imaging a FEI Titan 300

simulated with high-purity water at a tempera-

kV instrument has been used.

ture of 280 °C and a pressure of 90 bar. For HWC

The Pt concentration on the surface of all speci-

conditions, a mixture of H2 and O2 was adjusted

mens was measured by Laser Ablation-Inductively

(a molar ratio of H2/O2 of about 4). In two cases

Coupled Plasma-Mass Spectrometry (LA-ICP-MS).

excess H2 or excess O2 has been applied. The Pt

Front and back side of the specimens were ablated

compound (Na2Pt(OH)6) was injected through ion-

using a UV laser ablation system, coupled to a sec-

chromatography tubing into the inlet water stream

torfield ICP-MS instrument (Element 2, Thermo

by an Eldex high-pressure dosing pump after one

Fisher Scientific, Bremen, Germany). The laser

week of pre-oxidation («t = 0»). Several tests with

system is a quadrupled Nd:YAG laser delivering a

different Pt injection rates and at a fixed Pt injec-

beam of 266 nm wavelength [12]. The Pt standards

tion rate but in two different environments (oxidis-

used for the calculation of the Pt concentration on

ing vs. reducing) have been conducted. Three days

the surface of the specimens are homogenous thin

after the Pt injection ended, the experiments were

films of Pt with a layer thickness of 0.14 and 1.4

shut-down. A summary of the major test para-

nm on stainless steel substrate. The layer thickness

meters can be seen in Table 2.

corresponds to 0.3 and 3 µg/cm2.

Table 3: Average Pt concentration on the surface of specimens from several tests, determined by LA-ICP-MS, normalised to 660 µg of injected Pt.

142

Pt concentration (normalised) [µg/cm2] AR

Test 1 (reducing)

0.454 ±0.07

0.560 ±0.08

Test 2 (oxidising)

0.423 ±0.05

0.547 ±0.01

Test 3 (2.1 µg/h)

0.215 ±0.04

0.292 ±0.03

Test 4 (3.9 µg/h)

0.226 ±0.04

0.319 ±0.05

Test 5 (12.1 µg/h)

0.225 ±0.05

0.323 ±0.07

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 2: Pt particle size distribution from Tests 1 (left) and 2 (right) for AR and PO specimens.

3.4. Effect of environment on the Pt deposition behaviour

enous distribution, whereas the oxidising environment leads to larger Pt particles and inhomogeneous distribution.

The Pt concentrations from two tests in reducing (Test 1) and oxidising (Test 2) environments are compared in Table 3. The Pt concentration was found to be relatively homogenous over the 120

3.5. Effect of Pt injection rate on the Pt deposition behaviour

measurement points across the front and back side of each specimen. The Pt loading presented in

To study the effect of Pt injection rate several tests

Table 3 is normalised for a total Pt injection of 660

with different Pt injection rates but otherwise com-

µg, which is taken from PSI’s standard reference

parable parameters have been performed. From

test [13]. For a better comparability of the Pt load-

the data displayed in Figure 3, it is easy to observe

ing results the normalising was necessary, as there

that the increase in Pt injection rate is paralleled

is a small but relevant difference in total amount of

by an increase in average particle size. This can

Pt injected during both tests.

be explained by the fact that at a lower injection

The Pt loading of the specimens from both tests

rate the Pt concentration in the high-temperature

are in the same range, whereas the AR specimens

water is lower thus preventing the particles from

show lower Pt concentrations than the PO ones.

growing too much by agglomeration after the

This might be explained by the higher density of

nucleation phase [15]. Above a Pt injection rate

bigger oxide crystals and thus rougher and larger

of about 4 µg/h the average particle size seems

surface of the PO specimens offering more «traps»

to remain constant at around 16 nm, whereas a

for the Pt particles to be attached to the surface.

minimum size of about 2 nm was observed at the

Looking at the Pt particle distribution, a more

lowest investigated rates. The average surface Pt

homogeneous distribution is observed under

concentration is not affected by the injection rate

reducing conditions, both on AR and PO speci-

if the total amount of injected Pt is the same (Table

mens. Figure 2 shows the Pt particle size distribu-

3). Changing the environment to more oxidising or

tion of AR and PO specimens from both tests. The

reducing conditions can shift the Pt particle size to

particle sizes were calculated using SEM pictures

higher or lower values, respectively (Figure 3).

and ImageJ software [14] by thresholding the matrix background and by increasing the contrast of the particles. A clear difference in the particle size distribution can be seen comparing both tests. The average Pt particle size from both, AR and PO

Figure 3: Average Pt particle sizes from tests with different Pt injection rates.

specimens, was found to be around 9 ± 4 nm in Test 1 and 30 ± 6 nm in Test 2. Therefore, it seems that the O2 and H2 contents in the feed water have a strong influence on the Pt particle size and its distribution, but not on the total Pt surface concentration. The reducing environment leads to finer Pt particles and homog-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

143

3.6. Microstructure of single Pt particles

tration on the specimen surface. High resolution

Figure 4a shows a high resolution TEM image of a

sions. Under reducing conditions the Pt particles

micrographs of single Pt particles revealed that they consist of pure Pt without any oxides or inclu-

Pt particle taken from a specimen of Test 1 (reduc-

have a faceted structure with sharp edges which

ing environment) by replica technique [10]. The

is favourable for their catalytic properties, com-

atomic structure of the Pt particle can be resolved

pared to larger, rounded ones in case of oxidising

in this picture, showing a faceted structure with

environment.

an orientation of the planes in [111] direction. Lattice twins are observed in between the facets and all twins belong to the same family of planes.

4. National collaborations

The particle seems to have an octahedron shape with sharp corners, which results in good catalytic

The collaboration and technology transfer on the

properties [16]. In Figure4b a 3D electron tomog-

national level takes place within the Swiss nucle-

raphy image of a rather large Pt cluster from Test 2

ar community. The NORA project consists of a

(oxidising environment) can be seen. High resolu-

consortium formed by the Swiss Federal Nuclear

tion TEM imaging revealed that the cluster consists

Safety Inspectorate ENSI, the nuclear power

of small, round Pt particles grown together. In all

plants KKM and KKL and two laboratories (Lab

cases the Pt particles were of pure Pt in nature

for Nuclear Materials and Hot Lab Division) at

without any oxides or inclusions (not shown here).

PSI. The ENSI and all Swiss utilities are periodically informed on the actual project status during the

3.7 Summary

annual ENSI-PSI project presentations. Additionally, semi-annual project steering committee meetings are held where ENSI, KKM, KKL and PSI are

In a sophisticated high-temperature water loop

represented. Close collaboration exists also with

facility at PSI a systematic test series has been per-

the SAFE project.

formed investigating the Pt deposition behaviour under simulated BWR conditions. Taken together all observations from the ECP measurements,

5. International collaborations

SEM and LA-ICP-MS analyses, these tests show that a more effective Pt deposition, resulting in

The involved groups and scientists at PSI are very

homogeneous deposition of very small Pt parti-

well integrated in international research projects,

cles and therefore better protection against SCC,

networks and communities [e.g., International

could be achieved using a low Pt injection rate

Co-operative Group on Environmentally-Assisted

over extended periods of time in a reducing high-

Cracking of Water Reactor Structural Materi-

temperature water environment. Pre-oxidation of

als (ICG-EAC, http://www.icg-eac.info/, S. Ritter

the specimens seems to increase the Pt concen-

is acting as Scientific Secretary here), European

Figure 4: a) High resolution TEM dark field image of a Pt particle from Test 1. b) 3D electron tomography image of a Pt particle cluster from Test 2.

144

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Co-operative Group on Corrosion Monitoring of

from PSI and KKL will be completed. Some screen-

Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www.ecg-

ing tests with a simulated fuel cladding and with

comon.org/), Working Party 4 (Nuclear Corrosion)

a cracked specimen will be performed. All results

of the European Federation of Corrosion (EFC,

will be summarised in the final project report

http://www.efcweb.org/)], etc. Our research activi-

and in several journal and conference papers, as

ties are presented and/or discussed within these

well as in the framework of a half-day seminar.

groups. PSI also participates as a member in the

Furthermore, the work on the development of

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

the non-destructive technique will be finalised

and the Component Safety Group is in close con-

by a quality assessment. The project can proceed

tact with GE Global Research Centre concerning

as planed and described in the NORA project

the research on NobleChemTM. Additionally, coop-

proposal [11] and as discussed and agreed with

eration with the BWR Vessel and Internals Project

the ENSI in the semi-annual project steering com-

of the Electric Power Research Institute (EPRI) was

mittee meetings.

established in 2011. PSI will provide KKL OLNC plant data for EPRI, which they will use for the modelling of noble metal deposition in BWRs.

6. Assessment of 2012 and perspectives for 2013

7. Publications A. Ramar, P.V. Grundler, V. Karastoyanov, I. Günther-Leopold, S. Abolhassani-Dadras, N. Kivel, and S. Ritter, «Effect of Pt Injection Rate on Corrosion Potential and Pt Distribution on Stainless

6.1. Assessment of 2012

Steel under Simulated Boiling Water Reactor

The major part of the project goals and milestones

Technology, 2012, 47(7), pp. 489–497.

Conditions», Corrosion Engineering Science and for the third project year has been achieved. A sys-

A. Ramar, P.V. Grundler, V. Karastoyanov, S.

tematic series of Pt deposition experiments in the

Abolhassani-Dadras, I. Günther-Leopold, N. Kivel,

high-temperature water loop (seven tests), analysis

and S. Ritter, «Platinum Deposition Behaviour on

of specimens from the PSI tests and from KKL (by

Stainless Steel under Varying Water Chemistry in

SEM, TEM and LA-ICP-MS) and a extended revi-

Simulated BWR Conditions», in: Nuclear Plant

sion of the loop covered the largest part of the

Chemistry Conference 2012, SFEN, Paper No.

project work in 2012. The final report of the lit-

116 P1-45 (CD-ROM), Paris, France, September

erature survey and the results of the NobleChemTM

24–28, 2012.

plant data evaluation have been finalised. Several

P.V. Grundler, A. Ramar, V. Karastoyanov, S. Abol-

meetings were held (at PSI and ENSI), a second

hassani-Dadras, I. Günther-Leopold, N. Kivel, and

series of specimens exposed to the reactor water

S. Ritter, «Effect of Injection Rate on Platinum

in KKL were transported to PSI, four conferences

Deposition Behaviour on Stainless Steel under

(3D-Symposium of the Swiss Society for Optics and

Simulated BWR Conditions», in: Nuclear Plant

Microscopy, International BWR and PWR Materi-

Chemistry Conference 2012, SFEN, Paper No.

als Reliability Conference, Nuclear Plant Chemis-

116 P1-46 (CD-ROM), Paris, France, September

try Conference 2012 and Swiss Chemical Society

24–28, 2012.

Fall Meeting 2012) have been attended and a NES

G. Ledergerber, S. Ritter, W. Kaufmann, P.V.

Colloquium was held. The minor delay from 2011

Grundler, and A. Ramar, «On-Line NobleChemTM

could be catched up and even additional investiga-

– Operating Experience and Lab Investigations»,

tions (micro characterisation of single Pt particles

in: Int. Boiling Water Reactor and Pressurized

and simulation of a fuel cladding) not originally

Water Reactor Materials Reliability Program Con-

planned during this project could be performed.

ference and Exhibition 2012, EPRI, National Harbor, Maryland, USA, July 16-19, 2012.

6.2 Perspectives for 2013

S. Ritter, P.V. Grundler, S. Abolhassani-Dadras, A. Ramar, I. Günther-Leopold, and N. Kivel, «Nanotech and Nuclear – On-Line NobleChemTM Tech-

During the last six months of the project period the

nology for Boiling Water Reactors», PSI & NES

systematic test programme in the high-tempera-

Scientific Highlights 2011, Paul Scherrer Institute,

ture water loop and the analysis of the specimens

Villigen, Switzerland, June 2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

145

A. Ramar, V. Karastoyanov, S. Ritter, P.V. Grundler,

of SCC», in: 12th Int. Conference on Environ-

I. Günther-Leopold, N. Kivel, and S. Abolhassani-

mental Degradation of Materials in Nuclear

Dadras, «Noble Metal Deposition Behavior in

Power Systems - Water Reactors, NACE/

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TMS/ANS, Snowbird, UT, USA, August 14–

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P.V. Grundler, A. Ramar, S. Abolhassani-Dadras, I.

Metal Chemical Addition Process on Electro-

Günther-Leopold, and S. Ritter, «Pt Nanoparticles

chemical Catalytic Response in High Tem-

to Mitigate Stress Corrosion Cracking in Boiling

perature Wa-ter», in: 13th Int. Conference

Water Reactors.» in: 2012 Fall Meeting of the

on Environmental Degradation of Materials

Swiss Chemical Society, Zürich, Switzerland, Sep-

in Nuclear Power Sys-tems – Water Reactors,

tember 13, 2012.

NACE/TMS/ANS, Whistler, B.C., Canada, Au-

S. Ritter, A. Ramar, P.V. Grundler, S. Abolhas-

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«Nanoparticles for Stress Corrosion Cracking Mitigation in BWRs: The NORA Project», in: NES

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Colloquium, Villigen PSI, Switzerland, September

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20, 2012.

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P.L. Andresen, Y.-J. Kim, T.P. Diaz, and S. Het-

less Steel under Simulated BWR Conditions»,

tiarachchi, «Online NobleChem Mitigation

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

147

PISA-II Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Author und Co-author(s)

M. Niffenegger, G. Qian, V. Gonzalez, B. Niceno, M. Andreani

Institution

Paul Scherrer Institut, Laboratory for Nuclear Materials

Address

5232 Villigen

Tel., E-mail, Internet address

+41 56 310 26 86 Markus.Niffenegger@psi.ch, www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ssi/lnm_projects_cs.html

Duration of project

July 2012 to July 2015

ABSTRACT

Quantitative analyses of the Warm Pre-Stress

The PSI-ENSI project PISA-II is the continua-

Effect (WPS) by using the Chell and Wallin

tion of PISA-I [1, 2] and is dedicated to the

models were performed.

development and application of deterministic

Elastic-perfect-plastic calculations were com-

and probabilistic integrity assessment methods.

pared with elasto-plastic ones.

The project is focussed on the simulation of

Constraint effects at the crack front were

structural and fracture mechanics behaviour

considered by T-stress calculations.

of Reactor Pressure Vessels (RPV) subjected to

The Master Curve method has been applied

pressurized thermal shocks (PTS). Parameter

with the FAVOR code for a more realistic

studies are showing the sensitivity of failure

consideration of the fracture toughness of

probabilities on uncertainties in assumed model

the RPV material.

parameters. Therefore, the load transients are

The ASME model lead to more conservative

studied with the system code RELAP5, fol-

results than the FAVOR model, whereas the

lowed by Computational Fluid Dynamic (CFD)

Master Curve method yield the least conser-

simulations. The results from the latter will be

vative results.

used for the exact evaluation of time and loca-

Since the Master Curve method is based on

tion dependent stresses by three dimensional

fracture mechanics tests, it is more realistic

finite element calculations.

and promising than the FAVOR and ASME

The main results achieved within the report

model for considering the fracture tough-

period 2012 are:

ness.

Probabilistic Fracture Mechanics (PFM) code

Valuable knowledge and expertise in the field

FAVOR was successfully applied to study the

of RPV safety assessment were acquired within

conditional probabilities of crack initiation

the project.

and failure of a RPV with postulated cracks, subjected to PTS loads.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

149

1. Introduction

2. Project goals for 2012

The project PISA-II is the continuation of PISA-I [1,

2.1. SP 1: Refined probabilistic RPV-PTS-analysis

2] and is dedicated to the development and application of deterministic and probabilistic integrity assessment methods. Within PISA-II these methods

Further development and application of the

and tools are applied to reactor pressure vessels

methodology for probabilistic assessment of

(RPV) subjected to pressurized thermal shock (PTS)

RPVs and application to an example reference

load. The RPV, as one of the most important safety

case RPV under PTS load.

barriers of light water reactors, is exposed to neu-

Quantitative evaluation of the warm prestress-

tron irradiation at elevated temperatures, which

ing (WPS)-effect by using the Chell and Wallin

results in embrittlement of the RPV steel. The re-

model.

sulting decrease of the fracture toughness raises

Comparison of methods for the determination

the probability of brittle failure due to pressurized

of fracture toughness.

thermal shocks. Sufficient margins against brittle failure have thus to be assured during the whole anticipated lifetime by applying state-of-the-art procedures.

2.2. SP 2: Study of transients with RELAP5 and FLUENT

The PSI-ENSI project PISA-II is dedicated to further development and application of such state-of-the-

Preparation of models for the evaluation of criti-

art assessment tools. Parameter studies are show-

cal PTS-transients.

ing the sensitivity of failure probabilities on uncertainties in the assumed model parameters. Therefore, the pressure and thermal load transients are studied with the system code RELAP5, followed by

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

the detailed evaluation of local thermal-hydraulic conditions by means of Computational Fluid Dy-

Evaluation of J-integrals by the 3D finite element

namic (CFD) simulations. The results from the latter

method (FEM) with ABAQUS.

will be used for the evaluation of time and loca-

Comparison of stress intensity factors calculated

tion dependent stresses by three dimensional finite

by FEM with those calculated with FAVOR.

element calculations. Cracks with different sizes,

Analysis of constraints at the crack tip by calcu-

shapes and orientations are postulated at the most

lating the T-stress.

critical locations of the RPV. Finally, the course of the calculated stress intensity is compared with the partially embrittled RPV during critical transients.

2.3. SP 3: Investigation of modern fracture mechanics methods

Since the result of such a procedure depends very

(no goals for 2012)

temperature dependent fracture toughness of the

much on the assumed parameters, probabilistic analyses, in which the uncertainties of the governing parameters are considered, provide useful information about the safety of a component. The project is tailored in four linked topics hereafter called Sub-Projects (SP) as shown in table 1.

Table 1: Subproject and topics of PISA-II

150

Subproject

Topic in PISA-II

Percentage

Refined probabilistic RPV-PTS-analysis

30%

Study of transients (RELAP und FLUENT)

20%

3D fracture mechanics calculations (deterministic)

30%

Investigation of modern fracture mechanics methods

20%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

3. Work carried out and results obtained

KIC. The effect of WPS, which plays a significant

3.1. SP 1: Refined probabilistic RPV-PTS-analysis

of WPS have been identified [5â&#x20AC;&#x201C;7]:

role in the integrity analysis of RPV subjected to PTS, has been widely studied. Three mechanisms (1) Pre-loading above the ductile-to-brittle transition temperature (DBTT) hardens the material

The computer code FAVOR is used for this SP, the

ahead of the crack tip. (2) Pre-loading above the

general assessment procedure is described in detail

DBTT blunts existing crack tips, reduces the geo-

in the ENSI Research Report 2010 and 2011 [3,

metric stress concentration and makes subsequent

4]. In brief it includes the calculation of transient

fracture more difficult. (3) If un-loading occurs

temperature fields in the RPV wall, based on the

between the WPS temperature and the reduced

history of cooling water temperature, heat transfer

temperature, residual compressive stresses are

coefficients and the thermal properties of the RPV

generated ahead of the crack tip.

material. In a second step the concerning strains

The beneficial WPS effect has been accepted by

and stress intensity factors KI (SIF) at the crack tip

U.S. Nuclear Regulatory Commission. In Europe,

of assumed initial cracks are calculated and com-

the WPS concept is included in German KTA Rule

pared with the fracture toughness KIC of the mate-

3201.2 and has been already applied in crack

rial.

assessment. In U.K. it is included in the R6 crack assessment procedure, whereas in France, it is not

3.1.1. Material properties and transients

included in the present codes RCCM and RSEM

The analyzed example reference case RPV has an

and can not yet be used in RPV assessment.

inner diameter Ri , wall thickness tb and a clad-

In order to quantify the benefit of the WPS effect

ding with a thickness of tc. Only the beltline region

on the fracture toughness of the material, some

of the vessel, which has a higher neutron irradia-

theoretical models, e.g., the Chell [8], Curry [9]

tion, is considered in this analysis. The tempera-

and Wallin [10] models, have been developed. The

ture dependent thermo-mechanical properties of

analyses in the following paragraphs are restricted

the base material and cladding are used for the

to the Chell and Wallin models.

thermal and stress analyses [3, 4]. The mean coefficient of linear thermal expansion is used in the

Chell model

calculation.

The Chell model defines the failure fracture tough-

A 70 cm2 (medium loss-of-coolant accident,

ness Kf after WPS as:

MLOCA) and 3 cm2 (small loss-of-coolant acci,

dent, SLOCA) leak transients, which result to be the most critical from the thermal hydraulic cal-

(1)

where Kf is the failure toughness, K1 is the SIF at the

culation with the RELAP code, are postulated in

preloading and K2 is the SIF at temperature T2. This

this study. It has been found that the two tran-

model is commonly regarded to provide the lower

sients contribute mostly to the failure probability

bound of fracture toughness after WPS and has

of the RPV. The history of the water temperatures,

also been adopted by R6 to account for WPS effects.

pressures and heat transfer coefficients between water and inner wall of the RPV for the two tran-

Wallin model

sients have been published in the previous annual

The fracture toughness after WPS is given by Wal-

reports [3, 4].

lin [10] as follows:

3.1.2. Models to consider WPS effects

(2)

The results in PISA-I show that under special conditions KI may be larger than KIC without leading to

, then

(3)

crack initiation. The reasons for this anomaly are the so called WPS effects, which result in an appar-

, then

(4)

ent increase of fracture toughness of ferritic steels, if a specimen is first prestressed at a higher tem-

Î&#x201D;Ku is the difference between the preload K1 and

perature. By considering WPS, brittle failure of a

K2. This model has been included in European

RPV subjected to a PTS transient is excluded during

integrity analysis procedure FITNET for the consid-

the monotonic unloading, even if KI is larger than

eration of WPS effects.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

151

3.1.3. Application of Chell and Wallin models in WPS analysis

3.2 SP 2: Study of transients with RELAP5 and FLUENT

In this section we compare the KIC of a RPV subjected to a MLOCA transient when applying the

The concerning documents were studied and

Chell and Wallin models, respectively, to quantify

open questions were identified. The RELAP5 input

the WPS effect.

deck (previously used for LOCA analysis) has been

Figure1 shows the history of KI and KIC of the RPV

reviewed, and the possibly necessary modifications

for the MLOCA transient. Without considering

as well as the additional information required for

the WPS effect, it shows that KI exceeds KIC for a

the transients relevant for PTS studies have been

certain time period, which means that crack initi-

listed. The questions related to input parameters

ation occurs in this period. However, by consider-

and modeling approaches with both codes need

ing the WPS effect either with the Chell or the

to be clarified in the ongoing discussions.

Wallin model, it is shown that KIC is significantly increased, excluding most of the crack initiation. However, since there is only a beneficial effect of WPS after the maximum preloading, the WPS

3.3. SP 3: 3D fracture mechanics calculations (deterministic)

effect decreases the initiation and failure probability, but is not able to completely exclude the crack

3.3.1. Finite element modeling

initiation and failure if KI > KIC occurs not only in

In PISA-I, the integrity of an example reference

the falling part of SIF-temperature curve but also

case RPV is analyzed by assuming a semi-elliptical

in the rising part.

surface crack (shallow crack) with axial orientation in the beltline region of the RPV. The depth of the crack is two times the nondestructive testing limit, according to the German standard KTA 3201.2. Probabilistic fracture mechanics analyses in PISA-I have shown that shallow cracks contribute more than deep cracks to the initiation probability of the

Figure 1a: Comparison of KI and KIC of the RPV subjected to the MLOCA, The Chell model is used to consider the WPS effect on KIC.

RPV, due to the fact that the neutron irradiation and PTS loading are more severe at the surface. However, in fracture toughness testing standards the use of highly constrained test specimens with deep cracks is required to guarantee conservative fracture toughness data. The effective toughness for the deeper cracks (high constraint) is lower than that for shallow cracks (low constraint) due to the higher hydrostatic stress at the crack tip. If this data from deep cracks is directly used in a vessel with low constraint, it may lead to over-conservative results and a too early decommissioning of the vessel. Thus, the crack tip constraint effect on the

Figure 1b: Comparison of KI and KIC of the RPV subjected to the MLOCA. The Wallin model is used to consider the WPS effect on KIC.

integrity of the RPV was quantified. For linear elastic analysis, the K-T method provides a two-parameter fracture mechanics theory to describe crack-tip stresses and deformation and is used for the integrity analysis of structures by considering the constraint effect. KI is calculated based on the actual deformation field to measure the scale of the crack-tip deformation (crack driving force) and the T-stress is calculated based on the load level, linear elastic material properties and component geometry to characterize the triaxiality of the crack-tip stress state. Positive T-stress strengthens the level of crack tip triaxiality and

152

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figur 2: (a) Physical model of a RPV with an axial crack. (b) 3-D model of the beltline region of the RPV for thermal analysis. Due to the symmetry conditions, only one quarter of the circumference is modeled. (c) An axial crack in the vessel wall. (d) Crack tip mesh.

(a)

(b)

(c)

(d)

leads to high crack tip constraint. In contrast, neg-

from the thermal analysis and is used for fracture

ative T-stress reduces the level of crack tip stress

mechanics analysis.

triaxiality and leads to the loss of the crack tip con-

In order to simulate the stress singularity at the

straint. The more negative the T-stress, the greater

crack tip for elastic materials with FEM, a 20-node

the reduction of tensile stress triaxiality.

hexahedron (brick) element is used at the crack

In this SP, the FEM code ABAQUS is employed.

front but is converted to a wedge element (in

Detailed 3D finite element analyses are conducted

ABAQUS it is called C3D20 element). By moving

to study the variation of the SIF and T-stress used

the mid-point nodes to the one-quarter point and

to quantify the constraint effect of the vessel with

keeping the nodes on the cracked face the sin-

a shallow crack subjected to PTS loading. A semi-

gularity effect will approximate the law of inverse

elliptical surface crack (shallow crack) with axial

square root, i.e.,

orientation is postulated in the beltline region of

the crack front, hence the use of additional sin-

for the elastic stresses at

the RPV, as shown in Fig. 2. Due to the symmetry

gularity finite elements is not necessary. The SIF is

conditions, only one quarter of the circumference

calculated from the J-integral and the T-stress is

is modeled. The number of elements and nodes

calculated from the interaction integrals [11].

in the finite element mesh are 18078 and 78616, respectively.

3.3.2 Crack tip constraint loss effect

Uncoupled thermal and stress analyses are per-

SIF and T-stress distributions

formed, meaning that first the temperature field is

Figure 3 shows the SIF and T-stress distributions

calculated and these results are used to determine

at the deepest point (ÎŚ=Ď&#x20AC;/2 in Fig. 2) of the

strains and stresses. For thermal analysis, heat flow

crack front during the MLOCA transient. Dur-

through the inner surface of the vessel is deter-

ing the MLOCA, the SIF increases with transient

mined from the transient temperature and heat

time, reaching a maximum value of about 110

transfer coefficients. At the outer surface of the

MPaâ&#x2039;&#x2026;m0.5 and then decreases. The T-stress displays

vessel, the heat transfer is assumed to be zero (adi-

a reversed trend with the transient time. At the ini-

abatic boundary conditions). The temperature dis-

tial state, the stress is mainly caused by the internal

tribution through the vessel wall is thus obtained

pressure and is thus lower. With increasing ther-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

153

Figure 3 (left): SIF and T-stress distributions during the MLOCA transient.

Figure 4 (right): Comparison of KI and KIC during the MLOCA transient with and without considering constraint effect.

Figure 5a (left): SIF distributions along the crack front during the MLOCA transient.

Figure 5b (right): SIF distributions along the crack front during the SLOCA transient.

mal stress, the level of stress triaxiality of the RPV

MLOCA, the T-stress at the SIF maximum point is

is significantly decreased. The T-stress reaches its -186.1 MPa. T0 is then calculated as minimum almost at the maximum SIF point. With decreasing stress (SIF), the level of stress triaxiality

increases, which is provoked by the high constraint

(6)

of the crack tip. The SIF distributions calculated with ABAQUS are in agreement with those calcu-

and is used to describe KIC with the Master Curve

lated with FAVOR in [4].

method. In the Master Curve method, the distribu-

Safety assessment by considering the constraint effect

different temperatures is obtained from

tion of KIC for a cumulative probability level P at

In order to quantify the constraint effect of the

crack tip on the fracture toughness of the material,

(7)

Wallin [12] developed a relation between T-stress and the Master Curve transition temperature

KIC with and without considering constraint effect

T0 based on a large database. A simple relation

is compared with SIF during the MLOCA, as shown

between T0deep obtained from deeply cracked (high

in Fig. 4 for different cumulative levels. It is shown

constraint) bars and T0 linked to shallow crack

that without considering the constraint effect, the

specimens (low constraint conditions) is proposed

difference between KIC and KI is minimal in a cer-

as [12]:

tain time period. However, if the constraint effect is considered, KIC is always higher than KI, indicat,

ing that no crack initiation occurs. Therefore, in (5)

order to reduce the conservatism in the integrity analysis and to get more realistic results, the con-

T0deep obtained from deeply cracked specimens in

straint effect on the fracture toughness of the RPV

this analysis is 39.5 째C for 60 years of full power

material should be considered.

operation of the RPV. Thus, T-stress distributions in Fig. 3 and T0deep are used to calculate the constraint adjusted reference temperature T0. For the

154

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

3.3.3. SIF distributions along the crack front

crack tip constraint effect. Based on this study, the

In addition to the analysis for the deepest point

following conclusions are drawn:

(Φ=π/2) of the crack front, the SIF and T-stress

(1) Considering the WPS effect reduces the failure

around the crack front at different angles (Fig. 2)

probability and increases the safety margin of the

are also analyzed. Figure 5 shows the SIF distri-

RPV. However, since KI > KIC occurs both in the fall-

butions around the crack tip during two transients.

ing and rising part of SIF-temperature curve, WPS

During the MLOCA transient, the SIF generally

effect is not able to completely exclude crack ini-

decreases with crack angle and then increases to

tiation and failure for this RPV. (2) By quantifying

its maximum value at the deepest point. During

the constraint effect with the T-stress, the safety

the SLOCA transient, SIF displays a similar increas-

margin of the RPV is increased and at the same

ing and decreasing trend with the crack front

time the corresponding conservatism of the result

angle. However, it is noted that before a transient

is decreased. (3) The variation of the SIF along the

time of 160 second, the SIF at surface point (Φ=0)

crack front shows that in the integrity analysis of

is always higher than that at the deepest point

RPVs, both the surface point and the deepest point

(Φ=π/2). It is because the circumferential stress at

of the crack tip should be considered, in order to

the surface point is higher than that at the deep-

get outright results.

est point. This implies that cracks may initiate first

Note that the K-T method is only valid for the

at the surface point and later at the deepest point.

elastic analysis. For the constraint effect analysis

Thus, in the integrity analysis of RPVs subjected to

in the elastic-plastic calculation, a two parameter

PTS transients, attention should be paid to both

J-Q method will be used. In 2013, a 3D model

the surface and deepest points of a crack tip.

of the RPV will be used for considering the nonuniform temperature profile which is generated by cold water plumes. Local approach to fracture

4. National Cooperation

will be used for the micromechanical analysis of

On the national level the cooperation and tech-

cleavage fracture.

the RPV based on the weakest link principle and nology transfer takes place within the nuclear

It is planned that future stress calculations will be

community. The regulatory authority ENSI and the

based on non-uniform temperature fields, calcu-

Swiss utilities are regularly informed about the

lated with CFD codes.

results of the project. Exchange of information with the representatives of the utilities also takes place during the annual meetings of the steering

7. Publications

committee «Begleitgruppe Material» of the swissnuclear Plant Life Management (PLiM) project.

G. Qian, M. Niffenegger, S. Li, Probabilistic analysis of pipelines with corrosion defects by using

5. International Cooperation

FITNET FFS procedure, Corrosion Science, Vol. 53 (2011) 855–61. G. Qian, M. Niffenegger, Probabilistic fracture

In the frame of the PISA project we are represented

assessment of piping systems based on FITNET

in the Network of Excellence NUGENIA (NUclear

FFS procedure, Nuclear Engineering and Design,

GENeration II & III Association) which is an inter-

Vol. 241 (2011) 714–22.

national non-profit organisation, according to Bel-

M. Niffenegger, K. Reichlin, The proper use of

gian law.

thermal expansion coefficients in finite element calculations, Nuclear Engineering and Design

6. Assessment of 2012 and Perspectives for 2013

243 (2012) 356–359. G. Qian, M. Niffenegger, D. Karanki, S. Li, Probabilistic leak-before-break analysis with correlated input parameters, Nuclear Engineering and

The project goals for the first project year of PISA-II

Design, Vol 254 (2013) 266–271.

are achieved. The integrity analysis of an example reference case RPV subjected to two PTS transients is performed by using the FAVOR and ABAQUS codes. The K-T method is used to consider the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

155

8. Conferences and Seminars

[6]

R.Beleznai, Sz. Szavai, 2010. Analysis of Warm Prestressing effect on fracture toughness of

NUGENIA network meeting, March 26–28, 2012,

reactor pressure vessel steels. Strength of Ma-

Budapest, Hungary.

terials 42,120–123.

5th International Conference on Engineering

[7]

D. Moinereau et al. NESC VII (2008–2012),

Failure Analysis, 1–4 July 2012, The Hague, The

A European project (NESC VII) for the appli-

Netherlands, Deterministic and probabilistic anal-

cation of WPS in RPV assessment including

ysis of a reactor pressure vessel (RPV) subjected

biaxial loading, Status September 2011.

to pressurized thermal shocks (PTS), G. Qian, M.

[8]

G.G. Chell, J.R. Haigh, V. Vitek, 1981. A the-

Niffenegger.

ory of warm prestressing: experimental vali-

1 International Conference of the International

dation and the implications for elastic plastic

Journal of Structural Integrity, 25–28 June 2012,

failure criteria. Int. J. Fract. 17, 61–81.

Porto, Portugal, Probabilistic assessment of pipelines containing corrosion defects with correlated input parameters based on FITNET FFS procedure, G. Qian, M. Niffenegger.

[9]

D.A. Curry, 1981. A micromechanistic approach to the warm pre-stressing of ferritic steels. Int. J. Fract. 17, 335–43.

[10] K. Wallin, 2003. Master Curve implementa-

Soteria, Training Symposium on Irradiation

tion of the warm pre-stress effect. Eng. Fract.

Effects in Structural Materials for Nuclear Reac-

Mech. 70, 2587–2602.

tors, 17–21 September 2012, Seville.

[11] ABAQUS 6.11 Manual, Version 6.12, Hibbtt Karlson & Sorensen, Inc., 2011.

9 References

[12] K. Wallin, 2001. Quantifying T-stress controlled constraint by the master curve transition temperature T0. Eng. Fract. Mech. 68,

[1]

M. Niffenegger, H.P. Seifert, Projektantrag

303–28.

PISA zu Handen des ENSI, AN-46-09-03, 10.1.2009. [2]

M. Niffenegger, H.P. Seifert, G. Qian, Projektantrag PISA-II zu Handen des ENSI, AN-46-1201, 12.3.2012.

[3]

ENSI Research Report 2010.

[4]

ENSI Research Report 2011.

[5]

S. Chapuliot et al. WPS Criterion proposition based on experimental database interpretation, Fontevraud 7, 26–30 September 2010 Contribution of Materials Investigations to improve the Safety and Performance of LWRs, paper reference no.A0141.

156

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Bruchmechanik Bruchmechanische Bewertung von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten

Autor und Koautoren

Viehrig, H.-W.; Houska, M.; Thiele, M.

Beauftragte Institution

Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf

Adresse

Postfach 510119, 01314 Dresden, Deutschland

Tel., E-Mail, Internetadresse

+493512603246, h.w.viehrig@hzdr.de, www.hzdr.de

Dauer des Projekts

1. April 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG

mehr als 4% der Werte liegen ausserhalb

Ziel dieses Vorhabens ist die Überprüfung

der Bruchzähigkeitskurven für 2% und 98%

der Anwendbarkeit des Prüfstandards ASTM

Bruchwahrscheinlichkeit.

E1921 auf Mehrlagenschweissnähte des Reak-

Bei T-L-orientierten Proben umfasst das Ge-

tordruckbehälters (RDB). Weiterhin sollte die in

füge entlang der Rissfront mehrere Schwei-

der Anlage 5 der Richtlinie zur Alterungsüber-

sslagen und ist makroskopisch inhomo-

wachung der schweizerischen Kernanlagen EN-

gen. Der Prüfstandard ASTM E1921 ist für

SI-B01/d enthaltene Vorschrift zum Nachweis

derartiges Material per Definition nicht an-

der Sprödbruchsicherheit der RDB auf die er-

wendbar. Mit fraktografischen und metallo-

haltenen Prüfergebnisse angewendet werden.

grafischen Untersuchungen konnte nachge-

Das verwendete Schweissgut stammt aus der

wiesen werden, dass sich die Variation des

Umfangschweissnaht zwischen dem unteren

Gefüges nicht auf die Verteilung der Rissi-

und oberen Schmiedering vom RDB des nicht

nitiierungsorte auswirkt. Die Streuung der

in Betrieb genommenen Biblis-C-Reaktors. Die

KJc-Werte ist bei dieser Probenorientierung

im Vorhaben geplanten experimentellen Arbei-

deutlich geringer als bei T-S-Proben. Das Er-

ten wurden bis Ende 2012 abgeschlossen und

gebnis lässt die Schlussfolgerung zu, dass T-

der Abschlussbericht wird erarbeitet. Die Ziel-

L-orientierte Proben nach ASTM E1921 aus-

stellungen des Vorhabens wurden erreicht und

wertbar sind.

folgende Schlussfolgerungen sind aus den Er-

Die mit T-L- und T-S-orientierten 1T-C(T)-Proben ermittelten T0 unterscheiden sich maxi-

gebnissen ableitbar: Die nach dem Prüfstandard ASTM 1921 mit

mal 4 K von den mit 0,4T-SE(B)-Proben über

T-L (Rissausbreitung in Schweissrichtung) und

die Dicke der Schweissnaht ermittelten Mit-

T-S

telwerten. Dieser Unterschied ist deutlich ge-

(Rissausbreitung

Dickenrichtung)

orientierten SE(B)-Proben ermittelten Refe-

ringer als 10 bis 15 K, die in ASTM E1921 an-

renztemperaturen T0 variieren über die Dicke

gegeben werden.

der Schweissnaht mit einer Spannweite von

Das Konzept der ENSI-Richtlinie ENSI-B01/d zur

40 K.

Festlegung der Referenztemperatur für die KIC-

Obwohl T-S orientierte Proben aus Mehrla-

Grenzkurve und die darin enthaltenen Sicher-

genschweissgut ein homogenes Gefüge ent-

heitsaufschläge werden mit den im Vorhaben

lang der Rissfront aufweisen, ist die Streu-

ermittelten Ergebnissen bestätigt.

ung der ermittelten KJc-Werte gross. Deutlich

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

157

Projektziele

oberen Schmiedering vom RDB des nicht in Betrieb genommenen Biblis-C-Reaktors. Die Anga-

Die Anlage 5 der Richtlinie zur Alterungsüberwa-

ben zur Herstellung des RDB, zu den verwende-

chung der schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d

ten Segmenten 220 AB S und 220 AD3 S und zur

[1] regelt den Nachweis der Sprödbruchsicherheit

Probenherstellung sind in den ENSI-Jahresberich-

des Reaktordruckbehälters (RDB). Diese Anlage ent-

ten 2010 und 2011 [11,12] enthalten. Für die Un-

hält in Analogie zu den ASME Code Cases N-629 [2]

tersuchungen des Einflusses der Probenorientie-

und N-631 [3] die Option, die nach dem Prüfstandard

rung auf die Streuung der Bruchzähigkeit wurden

ASTM E 1921 [4] ermittelte Referenztemperatur T0

die SE(B)-Proben mit T-L (Probenachse axial und

als Referenztemperatur der ASME KIC-Grenzkurve

Rissfortschritt in RDB-Umfangsrichtung) bzw. T-S

[5] zu verwenden. Damit wird einem internationalen

(axial und Rissfortschritt in RDB-Dickenrichtung)

Trend entsprochen, die für eine Sprödbruchsicher-

orientiertem Hauptkerb gefertigt. Für die Unter-

heitsbewertung notwendige Bruchzähigkeit der RDB-

suchung des Einflusses der Probengrösse und des

Werkstoffe nicht mit einer indirekten und korrela-

Probentyps auf T0 und zur Ermittlung von ISO-V-Pa-

tiven Verfahrensweise zu bestimmen, sondern direkt

rametern im Kerbschlagbiegeversuch sind weiter-

mit den Voreilproben zu messen [6–8].

hin 1T-C(T)- bzw. ISO-V-Proben gefertigt worden.

Ziel dieses Vorhabens ist die Überprüfung der Anwendbarkeit des Prüfstandards ASTM E1921 [4]

Prüfung und Auswertung

auf Mehrlagenschweissnähte des Reaktordruckbe-

Die Prüfung der SE(B)- und C( T)-Proben zur Ermitt-

hälters. Dem Prüfstandard ASTM E1921 [4] liegt

lung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E 1921

das Master-Curve-(MC)-Konzept [9, 10] zugrunde,

[4] ist in den ENSI-Jahresberichten 2010 und 2011

welches auf Stähle mit einem makroskopisch homo-

[11, 12] beschrieben. Im Berichtszeitraum sind fol-

genen ferritischen Gefüge anwendbar ist. Das Mate-

gende Untersuchungen durchgeführt worden:

rial einer Umfangsschweissnaht des nicht in Betrieb

Prüfung von T-L- bzw. T-S-orientierten 0,4T-SE(B)-

genommenen Biblis-C-RDB eröffnet die Möglichkeit,

Proben aus mehreren Dickenpositionen nach

eine

von

ASTM E1921 [4] bei gleicher Prüftemperatur

Schweissgut durchzuführen, welches repräsentativ

und Identifizierung der Rissinitiierungsorte im

für die Kernkraftwerke in der Schweiz ist. Mit die-

Rasterelektronenmikroskop.

ser Untersuchung kann die Anwendbarkeit des MC-

Prüfung von T-L- bzw. T-S-orientierten ISO-V-

Konzeptes auf das Schweissgut von Mehrlagen-

Proben aus 19 Dickenpositionen mit dem Kerb-

schweissungen und die Repräsentativität der mit

schlagbiegeversuch nach DIN EN ISO 148-1 [13]

Voreilproben ermittelten Referenztemperatur T0 be-

und Ermittlung der spröd-duktilen-Übergang-

bruchmechanische

Charakterisierung

wertet werden. In der Schweiz sind die Voreilproben aus Schweissgut überwiegend T-L-orientiert, d.h.

stemperaturen und Hochlageenergien. Mit der Prüfung der zusätzlichen SE(B)-Proben sol-

die Rissfortschrittsrichtung ist die Schweissrichtung.

len die 2011 [12] vorgestellten Ergebnisse zur Ver-

Bei dieser Probenorientierung umfasst die Rissfront

teilung der Rissinitiierungsorte in T-L- bzw. T-S-

mehrere Schweisslagen mit einem makroskopisch in-

orientierten Proben ergänzt und der Einfluss der

homogenen Gefüge, für welches das MC-Konzept

Prüftemperatur auf die Spaltbruchinitiierung un-

gemäss Definition nicht gilt [4, 9, 10]. Es wird geprüft,

tersucht werden. ISO-V-Tests wurden mit der Ziel-

ob T-L-orientierte Proben für die bruchmechanische

stellung durchgeführt, die damit ermittelten me-

Prüfung von Schweissgut nach dem Prüfstandard

chanisch-technologischen Kennwerte und die mit

ASTM E1921 [4] geeignet sind. In diesem Zusam-

angerissenen 0,4T-SE(B)-Proben ermittelten bruch-

menhang wird auch der Einfluss der Probenorientie-

mechanischen Parameter zu vergleichen. Damit

rung auf die Streuung der Bruchzähigkeit und die da-

ist eine Bewertung der Bruchzähigkeiten möglich,

raus berechnete Referenztemperatur T0 untersucht.

die mit der herkömmlichen indirekten und korrelativen Methode ermittelt sowie direkt gemessen

158

wurden.

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

telle Versuchsprogramm abgeschlossen.

Material und Proben

Ergebnisse

Das verwendete Schweissgut stammt aus der Um-

Die in den Jahresberichten 2010 und 2011 [11, 12]

fangsschweissnaht zwischen dem unteren und

vorgestellten Ergebnisse wurden mit den im Be-

Mit diesen Untersuchungen wurde das experimen-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Tabelle1:

KJc(1T) Werte

Probenorientierung

mittel °C

σK

min °C

max °C

-69,7

∆ K 39,0

T-L

-86,8

11,2

-108,7

T-S

-93,3

10,2

-113,5

<2%

> 98 %

325

-71,8

41,7

320

304

9 (2,8%)

13 (4,0%)

264

19 (5,9%)

22 (6,9%)

Mittelwerte der T0 ermittelt mit T-L- und T-S-orientierten 0,4T-SE(B)-Proben von jeweils 24 Testserien (Dickenpositionen von 16 mm bis 253 mm).

N Anzahl der geprüften Proben r Anzahl der geprüften Proben mit einem gültigen KJc-Wert

richtszeitraum erhaltenen erweitert und ergänzt

der Schweissraupen in Dickenrichtung inhomogen

und im Folgenden als Gesamtheit dargestellt und

(ABB. 4) und kann die Rissinitiierung beeinflussen,

diskutiert.

wenn die Initiierungsorte in unterschiedlichem Abstand von der Ermüdungsrissfront liegen. Das ist

Einfluss der Probenorientierung und -lage auf die Referenztemperatur T0 und die ISO-V Übergangstemperatur

insbesondere bei Bruchzähigkeiten nahe der Messkapazität der Probe (KJc(limit) nach ASTM E1921 [4]) der Fall, wo das Spannungsfeld weit in das Pro-

In der TAB. 1 sind die Ergebnisse der Prüfung der

benligament hineinreicht und Bereiche mit unter-

T-L- und T-S-orientierten 0,4T-SE(B)-Proben zusam-

schiedlichem Gefüge umfasst.

mengefasst. ABB. 1 und ABB. 2 zeigen die auf eine

Das makroskopisch inhomogene Gefüge der T-L-

Probendicke von 1T (25,4 mm) umgerechneten

orientierten Proben führt zu der Annahme, dass

Bruchzähigkeitswerte KJc(1T) der T-L- und T-S-ori-

die Rissinitiierung in bevorzugten Bereichen des

entierten 0,4T-SE(B)-Proben in Abhängigkeit von

Gefüges erfolgt. Fraktografische und metallo-

der auf die T0 der jeweiligen Dickenposition nor-

grafische Untersuchungen an Proben von unter-

mierten Prüftemperatur (T–T0). Mit den T-L-orien-

schiedlichen Dickenpositionen bestätigten diese

tierten 0,4T-SE(B) wurde im Vergleich zur T-S-Ori-

Annahme nicht [12]. Um den Einfluss der Prüftem-

entierung eine im Mittel 7 K höhere T0 ermittelt.

peratur auf die Position der Rissinitiierung auszu-

Obwohl diese Proben ein aus mehreren Schweis-

schliessen, wurden zusätzliche Tests bei gleicher

slagen bestehendes und damit inhomogenes Gefüge entlang der Rissfront aufweisen (ABB. 3), ist die Streuung der KJc(1T)-Werte von T-L- im Vergleich zu den T-S-orientierten Proben geringer, wobei 93% der Werte innerhalb der Bruchzähigkeitskurven für 2 und 98% Bruchwahrscheinlichkeit liegen (TAB. 1). Obwohl die T-S-orientierten Proben ein makroskopisch homogenes Gefüge ent-

Abbildung 1: Bruchzähigkeiten KJc(1T) aller geprüften T-Lorientierten SE(B)Proben in Abhängigkeit von der auf die T0 der jeweiligen Dickenposition normierten Prüftemperatur.

lang der Rissfront aufweisen (ABB. 4), liegen nur 87% der KJc(1T)-Werte in diesem Bereich (TAB. 1). Bei 13 von 24 Testserien (Dickenpositionen) der TS-orientierten SE(B)-Proben liegt mehr als ein KJc(1T)Wert ausserhalb der Bruchzähigkeitskurven für 2% und 98% Bruchwahrscheinlichkeit. Diese Testserien werden entsprechend ASTM E1921 [4] als inhomogen betrachtet und liefern keine gültige T0. Bei T-L-orientierten Proben ist dies nur bei 5 von 24 Testserien der Fall. Der Prüfstandard ASTM E1921 [4] ist für ferritische Stähle mit einem makroskopisch homogenen Ge-

Abbildung 2: Bruchzähigkeiten KJc(1T) aller geprüften T-Sorientierten SE(B)Proben in Abhängigkeit von der auf die T0 der jeweiligen Dickenposition normierten Prüftemperatur

füge gültig. Wie beispielhaft in ABB. 3 dargestellt, ist dies für die T-L-orientierten SE(B)-Proben nicht der Fall, da die Ausgangsrissfront mehrere Schweisslagen umfasst. Die T-S-orientierten SE(B)Proben weisen ein homogenes Gefüge entlang der Rissfront auf. Hier ist das Gefüge auf Grund

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

159

Abbildung 3: Gefüge, Härtewerte und Rissinitiierungsorte entlang der Rissfront der T-L-orientierten SE(B)-Proben der Dickenposition D (36 mm Abstand von der RDB-Innenwand) geprüft bei -100 °C

Abbildung 4: Gefüge, Härtewerte und Rissinitiierungsorte entlang der Rissfront der T-S-orientierten SE(B)-Proben der Dickenposition E (47 mm Abstand von der RDB-Innenwand) geprüft bei -100 °C.

Prüftemperatur durchgeführt. Wie in den ABB. 3

von angerissenen 0,4T-SE(B)-Proben mit niedriger

und ABB. 4 beispielhaft gezeigt, sind bei den Pro-

Messkapazität KJc(limit) [4]. Die mit SE(B)-Proben aus

ben mit beiden Orientierungen keine signifikanten

unterschiedlichen

Dickenbereichen

gemessene

Unterschiede in der Verteilung der Spaltbruchini-

Spannweite der T0 von ca. 40 K (TAB. 1) kann dazu

tiierung (rote Punkte) entlang der Rissfront sicht-

führen, dass im Bereich der gewählten Prüftempe-

bar. Dieses Ergebnis lässt die Aussage zu, dass die

raturen KJc-Werte oberhalb von KJc(limit) auftreten.

Prüfnorm ASTM E1921 [4] auch auf T-L-orientierte

Dadurch erhöht sich die Anzahl der zu prüfenden

Proben aus Schweissgut einer Mehrlagenschwei-

Proben bzw. die T0 ist ungültig, wenn bei 12 ge-

ssverbindung anwendbar ist. Dies trifft insbeson-

prüften Proben mehr als 1 KJc-Wert ausserhalb der

dere auf die Umrechnung von Bruchzähigkeits-

Grenzen für 2 und 98% Bruchwahrscheinlichkeit

werten zu, die mit Proben unterschiedlicher Dicke

liegt. Dies trifft besonders auf die T-S-orientierten

bestimmt worden sind.

SE(B)-Proben mit einer im Vergleich zu den T-L-

In TAB. 2 sind die mit dem Kerbschlagbiegeversuch

Proben grösseren Streuung der KJc-Werte zu (TAB.

nach DIN EN ISO 148-1 [13] ermittelten Übergangs- 1, Abb. 7 und Abb. 8). temperaturen TT41J von 10 und 9 Testserien (Di-

In Abb. 9 und Abb. 10 sind die mit T-L- bzw. T-

ckenlagen) T-L- bzw. T-S-orientierter ISO-V-Proben

S-orientierten ISO-V-Proben gemessenen Kerb-

zusammengefasst. Mit ISO-V-Proben beider Orien-

schlagarbeiten (KV2) und die damit berechne-

tierungen wurden vergleichbare Mittel-, Maximal-

ten spröd-duktilen-Übergangskurven dargestellt.

und Minimalwerte der Übergangstemperatur TT41J

Die KV2-Werte streuen für beide Probenorientie-

ermittelt. Auch die Spannweite der TT41J-Über-

rungen stark und werden mit um ± 25K verscho-

gangstemperaturen ist vergleichbar. Nur die obere

benen Grenzkurven eingehüllt. Diese 25 K ent-

Grenztemperatur der Übergangstemperatur TT68J

sprechen ca. der Differenz zwischen der aus der

liegt bei den T-S-Proben ca. 8 K höher. Diese obere

spröd-duktilen-Übergangskurve ermittelten TT68J

Grenztemperatur wurde nach einer von Schindler

und der nach Schindler [14] ermittelten oberen

[14] vorgeschlagenen Methode bestimmt.

Grenze (MAX TT68J). Nach Gl. (2) kann mit der MAX

Die in TAB. 1 und TAB. 2 zusammengefassten und

TT68J die Referenztemperatur der KIC-Grenzkurve

in ABB. 5 und ABB. 6 dargestellten Ergebnisse zei-

(Gl. (1)) festgelegt werden [5, 14].

gen eine grosse Spannweite der den spröd-duk, (1)

tilen Übergang charakterisierenden Temperaturen T0 und TT41J. Dabei ist die Spannweite der mit angerissenen SE(B)-Proben ermittelten T0 im Vergleich

, (2)

zu der mit ISO-V-Proben ermittelten TT41J für beide Probenorientierungen grösser (TAB. 1 und TAB. 2).

Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung der

Voreilproben aus Schweissgut zur Überwachung

schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d [1] er-

des Bestrahlungsverhaltens stammen nach KTA

laubt nach Gl. (3) die Festlegung der RTref auf Basis

3203 [15] und ASTM E185 10 [16] aus unter-

der nach ASTM E1921 [4] ermittelten T0.

schiedlichen Dickenpositionen der Schweissnaht, deshalb muss innerhalb einer Prüfserie mit einer grossen Streuung der Einzelwerte gerechnet wer-

, (3)

den. Wie aus Abb. 7 und Abb. 8 ersichtlich, ist dies von besonderer Bedeutung für die Prüfung

160

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

TT41j Probenorientierung

mittel °C

T-L T-S LB

TT68J

σK

min °C

max °C -54,6

∆ K 23,5

MAX °C

-66,0

7.4

-78,1

-65,4

7,9

-80,0

-57,8

22,2

-25,5

-33,3

Lower Bound für T68J ermittelt nach Schindler [14]

Tabelle 2: Mittelwerte der ISO-V-Übergangstemperaturen TT41J ermittelt mit T-L- und T-S-orientierten ISO-Proben von 10 bzw. 9 Testserien (Dickenpositionen von 36 mm bis 232 mm) und obere Grenze (MAX) der ISO-V-Übergangstemperatur TT68J.

Abbildung 5:

Abbildung 6:

Referenztemperatur T0 und ISO-V-Übergangstemperatur TT41J über die Dicke der Mehrlagenschweissnaht, ermittelt mit T-Lorientierten Proben.

Referenztemperatur T0 und ISO-V-Übergangstemperatur TT41J über die Dicke der Mehrlagenschweissnaht, ermittelt mit T-Sorientierten Proben.

Abbildung 7:

Abbildung 8:

Bruchzähigkeiten KJc(1T) der T-L-orientierten SE(B)-Proben aus den Dickenpositionen der Voreilproben nach KTA 3203–2001 [15] und ASTM E185-10 [16] in Abhängigkeit von der Prüftemperatur und KJIC-Grenzkurven nach ENSI B01 [1].

Bruchzähigkeiten KJc(1T) der T-S-orientierten SE(B)-Proben aus den Dickenpositionen der Voreilproben nach KTA 3203-2001 [15] und ASTM E185-10 [16] in Abhängigkeit von der Prüftemperatur und KJIC-Grenzkurven nach ENSI B01 [1].

Abbildung 9:

Abbildung 10:

Kerbschlagarbeiten der T-L-orientierten ISO-V-Proben in Abhängigkeit von der Prüftemperatur und gefittete sprödduktile Übergangs-Temperatur-Kurven.

Kerbschlagarbeiten der T-S-orientierten ISO-V-Proben in Abhängigkeit von der Prüftemperatur und gefittete sprödduktile Übergangs-Temperatur-Kurven.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

161

n T0

Anzahl der gültigen Werte nach

und ist makroskopisch inhomogen. Der Prüfstan-

ASTM E1921 [4]

dard ASTM E1921 ist für derartiges Material per

Referenztemperatur nach ASTM E1921 [4]

∆Ts = 0 K, wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben bestimmt wurde

Definition nicht anwendbar. Mit fraktographischen und metallograpischen Untersuchungen konnte nachgewiesen werden, dass sich die

= 10 K ,wenn T0 mit 0,4T-SE(B)-Proben

Variation des Gefüges nicht auf die Verteilung

bestimmt wurde

der Rissinitiierungsorte auswirkt. Die Streuung

∆TM = 0 K für Grundwerkstoff

der KJc-Werte ist bei dieser Probenorientierung

= 6 K für Schweissgut

deutlich geringer als bei T-S-Proben. Das Ergeb-

∆TT = 0 K, wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben bestimmt wurde

nis lässt die Schlussfolgerung zu, dass T-L-orientierte Proben nach ASTM E1921 [4] auswertbar

= 5 K, wenn T0 mit 0,4T-SE(B)-Proben

sind. Die mit 1T-C(T)-Proben beider Orientierungen er-

bestimmt wurde Abb. 7 und Abb. 8 enthalten die KIC-Grenzkurven,

mittelten T0 unterscheiden sich maximal um 4 K

die mit den RTref nach Gl. (2) und Gl. (3) indexiert

von den mit 0,4T-SE(B)-Proben über die Dicke

sind. Die KIC-Grenzkurven hüllen die mit T-L- und

der Schweissnaht ermittelten Mittelwerten. Die-

T-S-orientierten

ser Unterschied ist deutlich geringer als die An-

0,4T-SE(B)-Proben

bestimmten

KJc1T Werte ab einer Prüftemperatur von -100 °C

gabe in ASTM E1921 [4] mit 10 bis 15 K.

ein. Damit werden das Konzept der ENSI-Richtlinie

Das Konzept der ENSI-Richtlinie [1] zur Festle-

[1] zur Festlegung der Referenztemperatur und die

gung der Referenztemperatur der KIC-Grenz-

darin enthaltenen Sicherheitsaufschläge bestätigt.

kurve und die darin enthaltenen Sicherheitsauf-

Wie in [11] beschrieben wurden zusätzlich T-L- und

schläge werden mit den im Vorhaben ermittelten

T-S-orientierte 1T-C(T)-Proben geprüft. Die damit

Ergebnissen bestätigt.

nach ASTM E1921 [4] ermittelten T0 betragen für T-L- und T-S-Proben -90,1 °C bzw. 94,4 °C und unterscheiden sich nicht wesentlich von den mit 0,4T-

Referenzen

SE(B)-Proben aus unterschiedlichen Dickenpositionen der Mehrlagenschweissnaht ermittelten

[1]

Altersüberwachung: Richtlinie für die schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d, Eidgenös-

Mittelwert (TAB. 1).

sisches Nuklearsicherheitsinspektorat, Brugg,

Bewertung 2012 und Ausblick 2013

Schweiz, Entwurf Dezember 2010. [2]

American Society of Mechanical Engineers: Use of fracture toughness test data to establish reference temperature for pressu-

Die im Vorhaben geplanten experimentellen Arbei-

re retaining materials, Section XI, Division 1,

ten wurden bis Ende 2012 abgeschlossen. Der Ab-

ASME Boiler and Pressure Vessel Code Case

schlussbericht wird fristgemäss beim ENSI eingereicht. Die Zielstellungen des Vorhabens wurden

N-629, ASME, New York, 1999. [3]

erreicht und folgende Schlussfolgerungen sind aus

Use of fracture toughness test data to

den Ergebnissen ableitbar:

establish reference temperature for pressu-

Die nach dem Prüfstandard ASTM 1921 [4] mit

re retaining materials other than bolting for

T-L- und T-S-orientierten SE(B)-Proben ermit-

class 1 vessels, Section III, Division 1, ASME

telten Referenztemperaturen T0 variieren über

Boiler and Pressure Vessel Code Case N-631,

die Dicke der Mehrlagenschweissnaht mit einer

ASME, New York, 1999.

Spannweite von 40 K.

[4]

ASTM E 1921-09,10,11: Standard test meth-

Obwohl T-S orientierte Proben aus Mehrlagen-

od for determation of reference temperature,

schweissgut ein homogenes Gefüge entlang der

T0, for ferritic steels in the transition range,

Rissfront aufweisen, ist die Streuung der ermit-

Annual Book of ASTM Standards, Vol. 03.01,

telten KJc-Werte gross. Deutlich mehr als 4% der

Metals Test Methods and Analytical Methods,

Werte liegen ausserhalb der Bruchzähigkeitskur-

ASTM International, West Conshohocken,

ven für 2% und 98% Bruchwahrscheinlichkeit. Bei T-L orientierten Proben umfasst das Gefüge entlang der Rissfront mehrere Schweisslagen

162

American Society of Mechanical Engineers:

PA, 2009,2010 und 2011. [5]

ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, Division 1, Paragraph NB 2331, American

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Society of Mechanical Engineers, New York, 2004. [6]

[7]

[16] ASTM E 185-10: Standard practice for design of surveillance programs for light-wa-

Rosinski, S.: Validation of Master Curve frac-

ter moderated nuclear power reactor vessels,

ture toughness methodology for RPV integri-

Annual Book of ASTM Standards, Vol 12.02.

ty assessment (PWRMRP-26), PWR materials

Nuclear (II), Solar, and Geothermal Energy;

reliability project (PWRMRP) 1000707, final

Radiation Processing, ASTM International,

report, 2000.

West Conshohocken, PA, 2010.

Kirk, M.; Mitchell, M.: Potential roles for the Master Curve in regulatory application, Proceedings of the IAEA Specialists Meeting on Methodology and Supporting Research for Pressurized Thermal Shock Evaluation, Rockville, MD, USA, July 2000.

[8]

Server, W.L.; et.al.: IAEA Guidelines for application of the Master Curve approach to reactor pressure vessel integrity in nuclear power plants, IAEA-Technical Reports Series 429, IAEA in Austria, March 2005.

[9]

Wallin, K.: The Master Curve: A new method for brittle fracture, Int. J. of Materials and Product Technology, Vol. 14, No. 2/3/4, pp. 342, 1999.

[10] Wallin, K.: Master Curve Approach and Structural Integrity Assessment, Proceedings of the Workshop MASC 2002 «Use and application of the Master Curve for determining fracture toughness», VTT, Helsinki, June 12-14, 2002. [11] Thiele, M., Viehrig, H.-W.: Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter-Mehrlagenschweissnähten,

ENSI-Erfah-

rungs- und Forschungsbericht 2010, Brugg, Schweiz, 2010. [12] Thiele, M, Viehrig, H.-W.: Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter-Mehrlagenschweissnähten, ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011, Brugg, Schweiz, 2011. [13] DIN EN ISO 148-1: Metallische Werkstoffe – Kerbschlagbiegeversuch nach Charpy –Teil 1: Prüfverfahren (ISO 148-1:2009); Deutsche Fassung EN ISO 148-1:2010. [14] Schindler, H.-J.: Bruchmechanische Werkstoffcharakterisierung zur Überwachung der Neutronenversprödung von Reaktordruckbehältern für den Langzeitbetrieb von Kernkraftwerken: Auswertung und Interpretation der experimentellen Ergebnisse, Mat-Tec AG, Bericht Nr.: TB 12-0902, März 2012. [15] KTA 3203: Überwachung des Bestrahlungsverhaltens von Werkstoffen der Reaktordruckbehälter von Leichtwasserreaktoren, Fassung 6/01, 2001.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

163

IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen Autor und Koautoren

M. Borgerhoff, S. Ghadimi, H. Hoffmann, F. Riesner, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn

Beauftragte Institution

Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH in Zusammenarbeit mit Basler & Hofmann AG

Adresse

Viktoriastr. 47, 44787 Bochum

Tel., E-Mail, Internetadresse

+49-234-961300, spi@stangenberg.de, www.stangenberg.de

Dauer des Projekts

Januar 2012 bis Dezember 2014

ZUSAMMENFASSUNG

Die Versuche zum Durchstanzverhalten er-

Das 2012 gestartete Projekt IMPACT III («Im-

folgten mit harten Anprallkörpern («hard mis-

pact of an aircraft against a structure») wird

sile impact»), welche vor allem das Eindring-

vom «VTT Technical Research Centre» (Finn-

und Durchstanzverhalten von Triebwerken oder

land) organisiert und hat eine Laufzeit von

anderer kompakter Flugzeugteile (grosse harte

2012 bis 2014; es beschäftigt sich mit dem

Masse, kleine Auftrefffläche) repräsentieren,

Tragwerksverhalten von Stahlbetonstrukturen

die Versuche zum Biegetragverhalten und zum

unter stossartigen Einwirkungen, wobei der

Studium des kombinierten Biege-/Durchstanz-

Schwerpunkt auf der Durchführung von Im-

tragverhaltens erfolgten mit relativ weichen

pact-Versuchen mit Variation zahlreicher Ver-

Anprallkörpern («soft missile impact») und si-

suchsparameter liegt. Es werden neben dem

mulieren das Verhalten eines Flugzeugrumpfs

Tragverhalten der Stahlbetonstrukturen auch

oder -flügels. Die Versuchskörper bestanden in

die Einflüsse anderer Parameter wie im anpral-

allen Fällen aus quadratischen Betonplatten mit

lenden Projektil vorhandene Flüssigkeiten, Vor-

2 m Seitenlänge und 0,15 m (F-Series) bzw.

spannung und Liner sowie die Weiterleitung

0,25 m (P-Series, X-Series) Plattendicke. Die An-

von Erschütterungen untersucht. Das ENSI be-

prallkörper hatten Massen von rund 50 kg und

teiligt sich zusammen mit den Bauexperten von

Anprallgeschwindigkeiten von etwa 110 m/s

Basler & Hofmann (B&H) und Stangenberg und

bis 165 m/s.

Partner (SPI) an diesem Projekt.

Im vorliegenden Bericht werden hauptsächlich

Im Rahmen von IMPACT III wurden 2012 neun

die drei 2012 durchgeführten Versuche der F-

Versuche bei VTT in Finnland durchgeführt. Das

und X-Series, nämlich die Versuche F1, X1 und

Versuchsprogramm umfasste sechs Versuche

X2 mit ihren Versuchsparametern sowie ausge-

zum Studium des Durchstanzverhaltens in

wählten Ergebnissen vorgestellt. Die mit dem

Form von Hartgeschoss-Penetration/-Perfora-

Programm SOFiSTiK durchgeführten dyna-

tion (Punching tests, P-Series), einen Versuch

misch nichtlinearen Berechnungen zum Trag-

zum Studium des Biegetragverhaltens infolge

verhalten von Stahlbetonstrukturen werden

Weichgeschoss-Anpralls (Flexural test, F-Series)

mit Versuchsergebnissen verglichen, wobei im

und zwei Versuche zum Studium des kombi-

Falle des Biegetragversuches F1 ein ausführ-

in-

licher Vergleich Messung/Rechnung erfolgt.

folge Weichgeschoss-Anpralls (combined ben-

nierten

Biege-/Durchstanztragverhaltens

Ferner wird ein Ausblick auf geplante Versuche

ding and punching tests, X-Series).

zur Erschütterungsweiterleitung von nichtlinear beanspruchten Stahlbetonstrukturen gegeben.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

165

Projektziele

Berechnungsverfahren und Berechnungsmodell Die versuchsbegleitenden rechnerischen Untersu-

Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da-

chungen (blinde Vorausberechnungen und Nach-

ten und Informationen zu physikalischen Phäno-

rechnungen in Kenntnis der Messergebnisse) er-

menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe-

folgen mit dem Finite-Elemente(FE)-Programm

tonstrukturen zu erarbeiten. Mit dem Projekt

SOFiSTiK, vgl. [1]. Für die getroffene Stahlbeton-

IMPACT wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der

platte werden nichtlineare Schalen-/Plattenele-

weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Tech-

mente eingesetzt, die aus Stahlrahmen und soge-

nik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsme-

nannten «Back Pipes» bestehende Unterstützungs-

thoden in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugab-

konstruktion wird auf lineare Balkenelemente ab-

sturz zur Verfügung steht. Die Validierung der

gebildet, vgl. Bild 2. SOFiSTiK erlaubt die Betrach-

Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Ab-

tung nichtlinearen Materialverhaltens von Schalen-/

schätzung von Versagensgrenzen und von vorhan-

Plattenelementen sowie die Berücksichtigung von

denen Tragreserven.

Effekten zweiter und dritter Ordnung aus geometri-

Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Pro-

schen Nichtlinearitäten. Das Betonmodell ist ein so-

jekt das Know-how zur Auslegung der Kernanlagen

genanntes Schichtenmodell, bei dem der Beweh-

gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regel-

rungsstahl entsprechend seiner Lage im Querschnitt

mässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Ex-

erfasst wird. Das nichtlineare Materialverhalten ist

perten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer

definiert durch

Länder. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si-

einaxiale nichtlineare Spannungs-Dehnungslinien

cherheit der Kernanlagen geleistet.

des Betons mit Erfassung von Festigkeitserhöhungen aus zweiaxialem Verhalten,

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

Mitwirkung des Betons zwischen den Rissen (tension stiffening), (Rest-)Zugtragfähigkeit des Betons bei Überschreiten der Zugfestigkeit in Abhängigkeit der Zug-

Versuchseinrichtung und Versuchsparameter

bruchenergie (tension softening),

Die Versuche werden im «VTT Technical Research

näherungsweise Erfassung des nichtlinearen

Centre» in Espoo (Finnland) durchgeführt. Bild 1

Schubtragverhaltens durch Begrenzung der maxi-

zeigt ein Foto der Beschussanlage mit einem 13,5 m

malen Querkrafttragfähigkeit,

langen Druckspeicher im hinteren Bereich (im Bild

trilineare Spannungs-Dehnungslinien des Beweh-

im Vordergrund) sowie einem anschliessenden 12

rungsstahls.

m langen Rohr, in dem das Projektil auf bis zu 200

Die Eignung von SOFiSTiK für die Analyse von

m/s beschleunigt wird. Die maximale Projektilmasse

Stahlbetonstrukturen unter extremen Anprall-

beträgt 100 kg. Bei Verwendung von Projektilen der

lasten wurde unter anderem durch die Vergleichs-

Masse 50 kg ist eine maximale Geschwindigkeit von

berechnungen zu den grossmassstäblichen Mep-

ca. 165 m/s möglich.

pener Plattenbeschussversuchen gezeigt, vgl. [2].

Die wesentlichen Parameter der in diesem Bericht

Diese wurden in Deutschland zu Beginn der 80er-

näher betrachteten Versuche F1, X1 und X2 sind in

Jahre als Referenzversuche zum Lastfall Flug-

Tabelle 1 zusammengefasst.

zeugabsturz durchgeführt. Neben den in Tabelle 1 aufgeführten Parametern wurden die folgenden Parameter in den Berechnungen verwendet: Elementgrösse Plattenele-

Abbildung 1: Versuchseinrichtung für Plattenbeschussversuche bei VTT in Espoo (Finnland)

mente 50 x 50 mm, Strukturdämpfungen 2% für die nichtlinearen Stahlbetonelemente und 4% für die linearen Stahlelemente, Zugbruchenergie 75 N/m (abgeschätzt auf Basis einer Korngrösse 8 mm), Zeitschrittweite 0,5 ms.

Durchstanzversuche Im Jahr 2012 wurden sechs Versuche zum Studium des Durchstanzverhaltens durchgeführt. Die Aufprallgeschwindigkeiten lagen im Bereich 100 bis

166

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Parameter Platte Aussenabmessungen Auflagerabmessungen Beton E-Modul Druckfestigkeit fc Zugfestigkeit fct Dehnung εc1 bei fc Bewehrungsstahl E-Modul Fliessgrenze ft Zugfestigkeit fy Gleichmassdehnung Biegebewehrung Schubbewehrung Geschoss Masse Aufprallgeschwindigkeit

Einheit

Versuch F1

Versuch X1

Tabelle 1:

Versuch X2

mm x mm mm x mm

2082 x 2082 2000 x 2000

2087 x 2087 2000 x 2000

MPa MPa MPa ‰

24.833 47,6 3,02 -4,2

23.425 40,6 3,03 -4,0

26.341 44,1 2,98 -4,0

MPa MPa MPa ‰ cm²/m cm²/m²

200.000 611 692 105 5,65 56,5

200.000 540 623 144 8,73 17,45

200.000 537 629 112 8,73 11,64

kg m/s

50 143,5

50 165,9

50 164,5

IMPACT III, Daten der Versuche F1, X1 und X2.

140 m/s. Bis auf einen Versuch ergab sich immer

derlichen maximalen Beanspruchungsgrössen kön-

ein vollständiges Durchstanzen der Testplatte mit

nen richtig vorausgesagt werden.

Restgeschwindigkeiten des Projektils bis zu 40 m/s.

Beim (noch nicht durchgeführten) Versuch F2 soll

Das Team ENSI/B&H/SPI hat zu diesen Versuchen

eine Versuchsplatte wie F1 (Versuch F2a) noch ein-

2012 keine eigenen aufwendigen Vergleichs-

mal beschossen werden (Versuch 2b). Vorberech-

berechnungen durchgeführt, sondern das Durch-

nungen hierzu zeigten etwa doppelte zu erwar-

stanzverhalten der Platten mit empirischen Hart-

tende Verformungen und Dehnungen beim

körperformeln analysiert. Es zeigte sich, dass das

Beschuss der vorgeschädigten Platte.

mögliche Durchstanzen einer Stahlbetonplatte auch mit diesem vereinfachten Verfahren mit ausreichender Zuverlässigkeit prognostiziert werden

Abbildung 2:

kann. Im Jahr 2013 ist geplant, unter Hinzuzie-

Finite-Elemente (FE)Berechnungsmodell der Testplatten IMPACT III mit Stahlbetonplatte und Lagerungskonstruktion bestehend aus doppeltem Stahlrahmen und «Back Pipes»

hung der Firma Principia (Spanien) auch eine aufwendige Berechnung zu einem Durchstanzversuch durchzuführen.

Biegetragversuche Für den Biegetragversuch F1 erfolgt ein ausführlicher Vergleich Messung/Rechnung. Zunächst wurden Zeitverläufe von Stosslast-Zeit-Funktionen auf Basis des sogenannten Riera-Modells abgeschätzt; zur Absicherung der Ergebnisse wurden zwei Lastfunktionen verwendet, und zwar die in Bild 3 im Vergleich zu den Kraftmessungen eines «Force Plate Tests» mit zu F1 ähnlichen Parametern (138 m/s Aufprallgeschwindigkeit statt 143,5 m/s bei F1) dargestellten Funktionen 1 und 2. Bild 4 zeigt die

Abbildung 3: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stosslast-Zeit-Funktionen

sich ergebenden Auflagerkräfte und Impulse. Die Bilder 6 bis 9 zeigen Zeitverläufe von Verschiebungen, Betonstauchungen und Stahldehnungen, wobei die Lage der Messorte in Bild 5 dargestellt ist. Es ist insgesamt eine befriedigende Übereinstimmung Messung/Rechnung festzustellen, die für Auslegungszwecke von Stahlbetonstrukturen erfor-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

167

Abbildung 4: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Auflagerkräfte (links) und des Impulses (rechts)

Abbildung 5: Biegetragversuch F1, Anordnung der Messstellen, von links: Verschiebungen, Betondehnungen an Plattenvorderseite, Stahldehnungen an Plattenrückseite

Abbildung 6: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Verschiebungen an den Messstellen 1 (links) und 5 (rechts)

Versuche mit kombiniertem Tragverhalten Biegung/Durchstanzen

X2 mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durch-

Im Ende 2011 abgeschlossenen Vorgängerprojekt

stanzen durchgeführt, wobei die Versuchsparame-

IMPACT II waren lediglich Durchstanzversuche

ter von ENSI/B&H/SPI definiert wurden. Für den zu-

und Biegetragversuche durchgeführt worden;

erst durchgeführten Versuch X1 erfolgten blinde

diese beiden VTT-Testtypen decken nicht den für

Vorausrechnungen, wobei die in Bild 10 im Ver-

die Praxis der Auslegung gegen Flugzeugabsturz

gleich zu dem am besten passenden «Force-Plate

sehr wichtigen Fall des Weichgeschossanpralls ab,

Test» FP5 dargestellten Stosslast-Zeit-Funktionen

bei dem die Grenztragfähigkeit annähernd ausge-

verwendet wurden. Bild 11 zeigt Zeitverläufe von

schöpft wird – sowohl bzgl. Biegung als auch bzgl.

Verschiebungen, Bild 12 zeigt eine Verformungs-

des durch die Querkraftbewehrung abzusichern-

figur über die Platte zum Zeitpunkt 10,4 ms, dem

den Durchstanzens. ENSI, B&H und SPI hatten da-

Zeitpunkt der maximal auftretenden Verformung

her vorgeschlagen, dass im Projekt IMPACT III auch

(Rechenwert 27,9 mm, Messwert 25,6 mm). Es ist

Versuche mit kombiniertem Verhalten Biegung/

erkennbar, dass sich in Plattenmitte über das reine

Durchstanzen

168

Im Jahr 2012 wurden die beiden Versuche X1 und

Weichgeschossanprall

Biegetragverhalten hinaus ein Stanzkegel ausbil-

durchgeführt werden sollen. Diese Versuche wur-

für

den

det. In Bild 13 sind gemessene Bügeldehnungen

den daraufhin in das Programm IMPACT III aufge-

dargestellt, wobei die maximalen Dehnungen

nommen, wobei das ENSI die Federführung über-

etwa 5‰ betragen; Bild 14 zeigt Fotos der Platten-

nommen hat.

rückseite und eines Schnitts durch die zersägte

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 7: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Betondehnungen an den Messstellen 1 (links) und 2 (rechts)

Abbildung 8: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stahldehnungen an den Messstellen 5 (links) und 6 (rechts)

Abbildung 9: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stahldehnungen an den Messstellen 7 (links) und 14 (rechts)

Platte nach dem Versuch. In diesem Schnitt ist eine

Abbildung 10:

Stanzkegelneigung von ca. 45° erkennbar.

Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Zeitverläufe der StosslastZeit-Funktionen

Da die Platte X1 noch nicht bis an die Grenze der Tragfähigkeit – insbesondere der Durchstanztragfähigkeit – beansprucht worden war, schlugen ENSI/B&H/SPI einen weiteren Versuch mit um etwa 30% reduzierter Querkraftbewehrung, sonst aber gleichen Versuchsparametern, vor. Zu diesem Versuch X2 sind in Tabelle 2 ausgewählte Messwerte in Gegenüberstellung zu Versuch X1 dargestellt. Es zeigten sich entgegen der ursprünglichen Erwartung überwiegend etwas kleinere Ergebnisse als beim Versuch X1. Dies ist offenbar einerseits

genüber dem Durchstanzen hier dominierenden

auf die Tatsache, dass insbesondere hinsichtlich

Anteil des Betontragwiderstandes an der Durch-

der Betonfestigkeit nicht die gleichen Versuchspa-

stanztragfähigkeit zurückzuführen.

rameter wie in Versuch X1 realisiert werden konnten, vgl. Tabelle 1, und andererseits auf den ge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

169

Abbildung 11: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Zeitverläufe der Verschiebungen in Plattenmitte (links) und 250 mm rechts vom Zentrum (rechts)

Abbildung 12: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Verschiebungsverteilung über die Platte zum Zeitpunkt der maximalen Verformung

Abbildung 13: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Bügeldehnungen (links) an den rechts markierten Orten

Abbildung 14: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Plattenrückseite (links) und Schnitt durch die Platte nach dem Versuch

Tabelle 2: IMPACT III, ausgewählte Messwerte der Versuche X1 und X2

170

Messwert Max. Verschiebung in Plattenmitte

Einheit

Versuch X1

25,6

Versuch X2 20,1

Min. Betondehnung

‰

-1,9

-2,3

Max. Stahldehnung Biegebewehrung

‰

48,7

42,6

Max. Stahldehnung Schubbewehrung

‰

5,2

2,8

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Abbildung 15: Vorstudie zum «Induced vibration test» V1, Prinzip der Ermittlung induzierter Erschütterungen (links), Beispiel eines Vorschlages für ein Testmodell (rechts)

Versuche zur Erschütterungsweiterleitung

Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben

Neben den vorgestellten Versuchen zur Grenztrag-

wird. Der Bearbeitungsschwerpunkt des Teams

fähigkeit von Stahlbetonplatten sollen auch Ver-

ENSI/B&H/SPI werden einerseits weitere Tests mit

suche zur Erschütterungsweiterleitung von nichtli-

dem für die Praxis der Auslegung gegen Flug-

near

Stahlbetonkonstruktionen

zeugabsturz sehr wichtigen Fall des Weichgeschoss-

durchgeführt werden («Induced vibration tests»).

anpralls sein, bei dem die Grenztragfähigkeit annä-

beanspruchten

Aufgrund der im Workshop Dezember 2012 von

hernd ausgeschöpft wird – sowohl bzgl. Biegung

ENSI und SPI vorgestellten umfangreichen Vorstu-

als auch bzgl. des durch die Querkraftbewehrung

dien zu derartigen Tests ist dort beschlossen wor-

abzusichernden Durchstanzens. Andererseits wer-

den, dass das ENSI auch die Federführung für die

den die Vorstudien zum «Induced vibration test» V1

Planung dieses Versuches übernehmen soll. Bild 15

fortgeführt und voraussichtlich in einen ersten Ver-

zeigt das Prinzip der Ermittlung der Weiterleitung

such dieser Art münden.

induzierter Erschütterungen sowie eine der untersuchten Modellvarianten.

Bewertung 2012 und Ausblick 2013

Referenzen [1]

SOFiSTiK AG (2010): SOFiSTiK, Analysis Pro-

[2]

Zinn, R., Stangenberg, F., Borgerhoff, M.,

grams, Version 25.0, Oberschleissheim Das Projekt IMPACT III läuft wie erwähnt bis Ende 2014. Im Sommer 2013 soll ein neuer Versuchsauf-

Chauvel, D., Touret, J.-P. (2007): Non-Linear

bau in einer neuen Halle erfolgen, der Versuche mit

Behaviour of Concrete Structures under Se-

Betonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg

vere Impact, CONSEC’07, Tours, France.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

171

Expertengruppe Starkbeben

Author und Co-author(s)

D. FĂ¤h, S. Wiemer, B. Edwards, V. Poggi, D. Roten, R. Grolimund, M. Spada, J. WĂśssner

Institution

Swiss Seismological Service

Address

Sonneggstrasse 5, CH-8092 ZĂźrich

Tel., E-mail, Internet address

+41-44-633 3857, d.faeh@sed.ethz.ch,

Duration of project

July 2010 to June 2014

www.seismo.ethz.ch

ABSTRACT

strong motions recorded on vertical borehole-

The project for the time period 2011/2012 is

arrays. Additionally we implemented the

split into 6 subtasks with the goal to improve

Drucker-Prager yield criterion into a 3D finite

regional and local seismic hazard assessment in

difference code to account for material non-

Switzerland. Subproject 1 was focussed on the

linearity both in the fault damage zone and

development of state-of-the-art earthquake

in near-surface sediments. Within subproject

ground-motion modelling, including source-

4 the examination of historical earthquakes

scaling, seismic attenuation and a reference-

related to the period between 1878 and 1900

site velocity-profile for the shaking. The results

showed an unexpected lack of completeness

of this sub-project are related to the further

and methodological reliability of existing data.

development of research produced during the

The historical annual reports of the Swiss Seis-

PEGASOS Refinement Project (PRP). The scal-

mological Commission represent a wealth of

ing of the recently developed Swiss stochastic

information which are being progressively ana-

model was successfully tested with a Euro-

lysed. In subproject 5, we present a new meth-

pean dataset, and is presently under evalu-

odology to combine Controlled-Source Seis-

ation with Japanese data. Within subproject

mology and Receiver Functions to define Moho

2, we developed site-specific ground motion

topography. We document a general decrease

models based on the quarter-wavelength

of the b-value with depth, and study its impli-

representation of measured velocity profiles.

cations for seismic hazard. We also investigate

We developed models for the ratio between

the resolution capability of 3D seismic data for

vertical and horizontal ground motion, and

fault detection and its influence on the seismic

introduced the quarter-wavelength impedance

hazard estimate. Sub-project 6 supplements

contrast to account for resonance phenomena.

the time-independent hazard estimates with

A new method for surface wave analysis for

time-varying hazard by assessing the likelihood

active source experiments has been validated.

of further earthquakes during a sequence. In

A new approach was developed in subproject

summer 2012 the main research goals were

3 to deepen our understanding of the response

changed to focus on the possible impacts of

of soft soils to strong shaking. The method

earthquakes on deep disposal repositories.

retrieves dynamic soil properties directly from

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

173

Project goals

The scope of subproject 3 is to improve deterministic predictions of ground motion, especially with

The project for the time period 2011/2012 is split

respect to nonlinear behaviour in sedimentary

into 6 subtasks with the main goal to improve

rocks and soft soils. Records of strong ground mo-

regional and local seismic hazard assessment in

tion that are clearly characterised by nonlinear soil

Switzerland. The sub-projects described in this

behaviour will be studied and reproduced using

report are:

advanced constitutive soil models. Because such

1. Ground-motion attenuation models and earth-

models require many parameters, which are dif-

quake scaling for Switzerland; 2. Estimation of site-specific earthquake ground motion; 3. Modeling of wave propagation in complex, nonlinear media; 4. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1960; 5. Improved seismotectonic zonation in probabilistic seismic hazard assessment; 6. Time-varying forecast models and seismic hazard for Switzerland.

ficult to define, an important aspect of this subproject is the calibration of dynamic soil properties from standard geotechnical tests. A further aim is to study the propagation of body and surface waves in nonlinear materials by performing numerical simulations in two- and three-dimensions. As instrumental measurements only provide reliable data from seismic activity in Switzerland since 1975, the assessment of seismic hazard relies on historical records of earthquakes. Such records are analyzed with historical-critical methods in

In summer 2012, the focus of the projects was

subproject 4. The main focus is presently on the

adapted to the new needs of ENSI, with particu-

revision of the Swiss earthquake catalogue for the

lar focus on possible earthquake impacts on deep

period 1878–1960. This includes the extension of

geological disposal.

the completeness of the event list based on a sys-

Subproject 1 aims to implement, document and

tematic investigation and the assessment of event

further develop ground-motion prediction equa-

parameters such as magnitude and location. To

tions (GMPEs) and stochastic models developed

ensure a correct interpretation of historical earth-

during the PEGASOS Refinement Project at the

quake records, the historical context of their pro-

Swiss Seismological Service (SED). This assures

duction is also investigated. New findings relating

knowledge transfer and continued development

to large earthquakes for other periods, including

beyond PRP. We develop stochastic ground-

yet unknown archival sources, archaeological and

motion models for existing strong-motion datasets

palaeo-seismological findings are followed closely.

(European, Japanese) in order to test the scaling of

The main goal of subproject 5 is to move towards

earthquake source models and the effect of near

a more realistic characterization of seismogenic

and far-field parameterisation adopted in models

source zones as one of the primary inputs for prob-

for Switzerland. Furthermore we aim to improve

abilistic seismic hazard studies. The seismic source

the understanding of the relation between site

models used in low probability hazard assess-

velocity-profiles and attenuation (kappa) in rela-

ment, particularly in regions of moderate and dif-

tion to the adjustment of GMPEs valid for different

fuse seismicity such as Switzerland, are somewhat

regions.

naïve, being based almost exclusively on statisti-

The target of subproject 2 is to find and validate

cal representations of instrumental and historical

174

new proxies for site-specific ground motion ampli-

earthquake data. To advance the state of the art,

fication, based on robust and physically justifiable

we focussed in the reporting period on a more

assumptions. The goal is to calibrate models for

accurate structural representation, improving the

site-specific ground motion (e.g., V/H ratios and

understanding of the link between stress, strength

anelastic amplification functions) based on these

and the average earthquake size in the Earth’s

newly proposed proxies. Such an approach will

crust, and through formally integrating informa-

reduce the level of uncertainty in the prediction of

tion on faults obtained through active seismic sur-

site-specific ground motion. As a second target of

veys as a-priori information in hazard assessment.

subproject 2, we focus on the development of new

The assessment of time-varying hazard and risk is

techniques for site characterization, such as the

a critical requirement for a seismological service

combination of active and passive seismics, and

to provide state of the art scientific statements on

the identification of resonance phenomena using

what type of earthquake activity and shaking to

innovative approaches.

expect during an on-going earthquake sequence

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1:

and in times of no activity. Subproject 6 focuses on

Residual misfit of simulated ground motion using the Swiss stochastic groundmotion model for a range of large-magnitude Japanese earthquakes at distances up to 50 km.

assessing the likelihood of further earthquakes during a sequence to supplement time-independent hazard estimates. The objectives include understanding the productivity of earthquakes clusters within the territory of the Swiss national seismic network, and implementing the forecast models as a real-time application within the SED, technically coordinated with the internal alarm system.

Work carried out and results obtained

Secondly, we have investigated the scaling of the stochastic model and other GMPEs with respect to Japanese strong-motion data (Fig. 1). For the Japa-

1. Ground-motion attenuation models and earthquake scaling for Switzerland

nese network, a rock reference profile has been defined, according to the procedure described in [1], which allows an adjustment of the model to different rock profiles. After accounting for sitespecific differences in Japan and Switzerland, it

During the PRP hazard project several GMPEs

was shown that the Swiss model was successful

were determined to be valid for predicting the ex-

in predicting strong-ground motion of large earth-

pected ground-motion resulting from earthquakes

quakes in Japan. The work is still on-going and

in Switzerland. As part of this subproject during

results will be summarized in year three of the proj-

2011/2012 we have implemented and further

ect. The comparison of Japanese data with other

developed these models at the SED in order to pave

existing GMPEs also brought to light an issue with

the way for a nationwide seismic hazard evaluation.

their applicability to sites not typical to the dataset

On-going work aims to implement adjustments of

used in their derivation, or indeed the general scal-

these models to Swiss specific sites, in addition to

ing of such equations to different site conditions.

extending their validity to Swiss earthquakes.

Our analysis showed that, whilst the equations did

Building on from the development of the Swiss

well in predicting ground-motion at sites typical to

Foreland stochastic ground-motion prediction

the region of origin, for hard-rock sites, as often

model developed during the PRP we have pub-

found in Switzerland, or at depth, the equations

lished an extended model applicable to the whole

did not perform adequately.

of Switzerland [Edwards and F채h, 2013]. The published model accounts for different observations of ground-motion attenuation in the alpine region of Switzerland relating to the different crust thick-

2. Estimation of site-specific earthquake ground motion

ness and shallower seismicity. We have performed testing of the [Edwards & F채h,

Within the second year of the project we focussed

2013] model in terms of the scaling of the model

on the validation of the use of the quarter-wave-

to events of higher magnitude than instrumentally

length parameters (average velocity and impedance

observed. The first case was the investigation of

contrast) to assess the modification of the ground-

the source properties of large magnitude events

motion at the surface. A predictive model to com-

(5<M<7.6) which have occurred in Europe and the

pute vertical-to-horizontal ratio of 5% damped

Middle East [Edwards & F채h, 2012]. In this investi-

response spectra for both Japanese (KiK-net) and

gation, we found that the scaling adopted in the

Swiss sites has been finalized [Poggi et. al. 2012a].

Swiss stochastic model, which was designed to be

Following this approach, a procedure has been intro-

consistent with historical- and macro-seismicity, is

duced to build a predictive model for the anelastic

consistent with the spread of observations of such

amplification at rock and soft sediment sites. The

large earthquakes. We also found that the use

procedure has been tested on Japanese sites [Poggi

of the effective distance metric (REFF) is useful for

et al., 2012b], but an in-depth testing and compari-

including near-source geometrical effects of finite

son with the stations of the Swiss seismological net-

sources.

work is still on-going.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

175

The estimation of kappa for the correction of

been successfully used to retrieve the 2D reso-

GMPEs to local site conditions has proved to be a

nance characteristics at two sites.

significant issue. We have worked on the development of predictive relations for kappa based on site characteristics such as Vs30 and the quarterwavelength velocity. Such relations facilitate the

3. Modelling of wave propagation in complex, non-linear media

estimation of local attenuation, provided a simple (Vs30) or more detailed (quarter-wavelength

A methodology was developed to invert strong

average velocity, VQWL) characterisation of the site.

ground-motions recorded on vertical arrays

The work is still on-going and results will be sum-

directly for the dilatancy parameters in the Iai et

marized in year three of the project. Since Vs30

al. [3] cyclic mobility model. We use the effective

remains the most widely used parameter for seis-

stress code NOAH [4] to propagate the recorded

mic site classification, we investigated the relation

borehole signal through a medium with unknown

between VQWL and Vs30. The study resulted in the

dilatancy parameters. The parameter space is

definition of a model to predict generic quarter-

sampled with the neighbourhood algorithm to

wavelength profiles for a given Vs30-based soil

find a model that minimizes the misfit between

type. This is useful for implementing the newly

simulated and observed surface acceleration time

established ground-motion models also to those

series. We applied the method successfully to the

sites where Vs30 is the only available information.

Wildlife Liquefaction Array records of the 1987 Mw

A novel seismic approach based on the wavelet

6.6 Superstition Hills earthquake [4] and the Kush-

transform has been developed for the analysis

iro Port records of the 1995 Mw 7.8 Kushiro-oki

of surface waves in combination with passive

earthquake. We also inverted the Onahama Port

seismics [Poggi et al. 2012c]. The method was

(OP) records of the 2011 Mw 9.1 Tohoku earth-

successfully applied on two stations of the Swiss

quake, which are characterized by high-frequency

network (SEPFL and SLUW) and is presently evalu-

acceleration pulses of up to 1.5 g and rank among

ated for the integration as standard procedure at

the highest accelerations ever recorded. The inver-

SED for the characterization of future permanent

sion method is capable of finding models that

station deployments. Finally, a method to assess

reproduce these pulses (Fig. 2), and allows us to

resonance characteristics of 2D velocity structures

indirectly derive the development of excess pore

(e.g., alpine valleys) was developed. The method

water pressure inside the liquefiable soil. Inverted

is a modification of the approach proposed for

pore water pressure curves from OP suggest that

buildings [2], and consists in performing modal

the sand approached liquefaction at the end of

analysis of the basin structure by means of eigen-

the shaking, which is consistent with sand boils

value decomposition of the noise wavefield from

identified at the site (Atsushi Wakai, per. comm.,

synchronous array recordings. Such an approach

2012).

is now used in a Masterâ&#x20AC;&#x2122;s project, where it has

These case studies illustrate how cyclic mobility may lead to accelerations exceeding 1 g on soils that respond distinctively nonlinear to the shak-

Figure 2: Observed and simulated acceleration time series in the direction N126Â°E at OP.

ing, and how advanced constitutive soil models are able to capture this phenomenon. Because calibration of such models remains a challenge, we have developed a method to calibrate the Iai et al. [3] cyclic mobility model directly from results of cone penetration tests (CPT). This method has been applied to define dilatancy parameters in the lake sediments below the city of Lucerne. Finally, we have implemented nonlinear material behaviour based on a Drucker-Prager plasticity model in a 3D finite difference code which models wave propagation and spontaneous rupture. We are presently verifying the method against three finite element codes using the SCEC/USGS Spontaneous Rupture Code Verification platform

176

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 3: Distribution of the certainty with the appraisal value. Assessment in ECOS-09 compared with the current historical-critical reassessment from the data compiled in the annual reports of the Swiss Earthquake Commission.

[5]. The elasto-plasticity implementation will allow

be complemented by a more practice-based per-

us to model energy loss inside the fault damage

spective. Finally the compilation of the information

zone at depth as well as hysteretic damping in soft

from the period 1964-1971 was assessed in rela-

sediments near the surface. These effects become

tion to administrative, cultural and technological

important when predicting ground motions from

changes. A publication related to this period, the

the maximum physically possible earthquake,

so-called «dark ages» of documentation at the

which has been attempted for the proposed Yucca

SED is in preparation.

Mountain repository using 2D finite element pro-

Archaeological and sedimentological studies show

grams [6].

evidence of tsunami-like events in various Swiss lakes around ca. 300–50 BC. A temporal correla-

4. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1960

tion of those events indicates a possible triggering by a very strong earthquake in the Alpine area. SED organized a workshop with different Swiss research groups to discuss the different palaeo-

The events of 1878–1900 assessed during the

seismological findings and enhance cooperation.

reporting period were documented by the Swiss Earthquake Commission (SEC) in annual reports, which contain not only a list of events with their date and time of occurrence, but sometimes descriptions of macroseismic effects as well.

5. Improved seismotectonic zonation in probabilistic seismic hazard assessment

Spot-tests of single years showed a rather incomplete integration of the data contained in the an-

In order to build high-quality 3D crustal models,

nual reports into the former catalogue versions.

the first step is to derive a well-defined crustal/

Furthermore, the assessments of certainties of

mantle boundary topography, known as the Moho.

occurrence of events and intensities integrated in

In Spada et al. (2012a), we introduce a new meth-

the current catalogue are not consistent with the

odology to directly combine controlled-source seis-

criteria of the historical-critical approach applied

mology (CSS) and receiver functions (RF) informa-

in ECOS-09 for the period before 1878, and the

tion, which relies on the strengths of each method.

larger events in the period under review. Thus it

Our results show high frequency undulation in the

was decided to perform a new interpretation of

Moho topography of the Alps at three different

the annual reports’ original data by the use of

interfaces, reflecting the complexity of geodynami-

uniform criteria and documentation. Currently

cal evolution.

our research database is completed with all events

In Spada et al. (2012b) we also explore the hypoth-

described in the annual reports. An overall com-

esis that the relative size distribution of earthquakes,

parison already shows that besides the integration

or b−value, is inversely proportional to differential

of a number of yet unknown events, an important

stress (∆σ), and hence decrease with depth. We

number of events will be affected by changes of

test this expectation for seven different continental

their appraisal of certainty value (Fig. 3).

areas around the world: Northern and Southern

The activities of the SEC have recently caught

California, the Swiss Foreland, Italy, Japan, Turkey

increased attention not only by SED [Grolimund &

and Greece. We find a general monotonic b−value

Fäh, 2012] but also by historians of culture and sci-

decrease between 5−15 km depth. The decrease

ence [7, 8]. In the course of our catalogue revision,

stops approximately at the depth of the brittle-

the theory-oriented approach of these studies will

ductile transition.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

177

We finally investigate the resolution capability of

regions. For Switzerland, recalibration of these

3D seismic data with respect to fault detection

parameters is necessary. From the available data,

in a probabilistic way. With this method, we can

we find for the first approach that productivity is

assign a probability that a fault of a certain size

smaller compared to Italy and California. However,

is detected in a 3D seismic dataset. Translating

parameters of the Omori-law cannot be reas-

the minimum detectable fault size to a moment

sessed given the comparatively low-seismicity level,

magnitude of a potential earthquake, we show

and are taken from estimates of the seismicity in

how the information about faults contained in

Italy [10].

the image can augment the seismic hazard assess-

In the second approach in [9] uses the abun-

ment. If no faults are detected in the seismic image,

dance model and the productivity parameter, or

the maximum possible magnitude in the imaged

mean abundance, which can be estimated. For

volume is bounded. In this case, the frequency-

this model, we find that the average number of

magnitude distribution has to be weighted with

after-shocks for a magnitude ML=4 event within

the probability that a certain sized fault is detected

Switzerland is about a factor 10 smaller than in

by the seismic image, resulting in a reduction of

California and a region of the Apennines. Physical

about 10% of the hazard curve (Fig. 4).

reasons for this smaller productivity are not fully understood and may arise from the state-of-stress,

6. Time-varying forecast models and seismic hazard for Switzerland

the comparatively low strain rates or the fluid content of the crust. These are hypotheses that are to be investigated in the future. In addition to the calibration efforts we implemented the two STEP-model approaches as a real-

Time-varying forecast models and the resulting

time system. Daily at midnight, the system gener-

time-varying hazard estimates depend on the cali-

ates seismicity rate forecasts for magnitude 3â&#x20AC;&#x201C;8

bration of the model to the seismic activity in the

for 24-hour windows and, in addition, computes

target region. These models are able to forecast

probabilities of exceeding EMS-intensities V, VI and

seismicity rates and exceedance probabilities of a

VII. We decided to generate maps depending on

ground shaking parameter on time-scales of days

the alarm thresholds that are used within the SED.

to weeks. The short-term earthquake probability-

As an example, in case an event of magnitude 3 â&#x2030;¤

model uses, in its first stage, generic parameters

ML â&#x2030;¤ 4 occurs within or close to Switzerland, maps

to forecast seismicity rates which are derived

are generated every hour for 5 days. All results are

from catalogue data. Generic parameters for the

written to a database and maps can be internally

two possible approaches to estimate productivity

accessed on the SED-Intranet as information for

within the STEP-model [9] are available for other

the seismologists on duty and may after internal evaluation be publically available.

Figure 4: : Mean hazard curves estimated using the common PSHA (black line) and the one including the method propose here (red line).

National Cooperation We implemented, validated, and further developed models from the PRP project. Collaboration exists with the Institute of Geotechnical Engineering at ETHZ for calibration of nonlinear material properties. In October 2012 a meeting with members of the Sediment Dynamics Group of the Geological Institute at ETH and the limnology and environmental geology group at the University of Geneva was held to discuss earthquake induced lake-slides and tsunami-events.

178

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

International Cooperation

code to case studies, as its release has been postponed by the developers. Significant progress has

Cooperation was established within the EU-FP7

been made in the implementation of a nonlinear

funded projects SHARE, REAKT and NERA. We

material model (Drucker-Prager yielding) in a 3D

are working with the Université Paris EST on

wave propagation code. This code will be further

the development of advanced constitutive soil

developed in 2013 and validated by reproducing

models, and with San Diego State University

observed ground motion at selected sites. Dynamic

(SDSU) and the San Diego Supercomputing Cen-

soil properties will be defined at more sites where

ter (SDSC) in the implementation of numerical

vertical array records are available and simulations

algorithms. The international research network

of non-linear site response based on advanced

in historical seismology was extended at the tri-

constitutive soil models will be performed in 2D

national meeting in Chambery. SED participated

once the code is available.

in the technical meeting on «Earthquake impact

The evaluation and identification of relevant his-

on fracturing and groundwater flows – Consider-

torical sources for the period 1878–1900 brought

ations for the long-term safety of geological dis-

to light a considerable potential for improvement

posals» organized by IRSN in Paris on November

of the Swiss earthquake catalogue with respect to

22-23rd 2012.

its completeness and certainty of events. Due to the fact that the discrepancies between historical

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

sources and actual catalogue data are larger than expected, an extension into year 3 of the project was needed. Subproject 5 is making progress in line with the

We have implemented Swiss ground-motion pre-

work planned. The work performed so far defines

diction equations (GMPEs), stochastic and V/H

critical boundary conditions for defining more

models at the Swiss Seismological Service (SED),

advanced seismogenic source models for Switzer-

and are awaiting finalization of the PRP to include

land. The next steps will be (1) to develop a refer-

Swiss specific modifications. The development of

ence Vp 3D crustal model based on CSS and RF

the Swiss stochastic model was successful dur-

information; (2) to include the regional behavior

ing 2012, with confirmation of its performance in

of b in depth into probabilistic seismic hazard as-

the case of larger events by testing European and

sessment studies in order to quantify its impact; (3)

Japanese data. Finally the investigation of kappa in

to complete the framework for integrating fault

terms of site properties was successful; facilitating

imaging information, and to summarize the work

the prediction of site attenuation based on charac-

in a publication and study the implications for sur-

teristics such as Vs-profile at a site.

face faulting probabilities.

The project goals of subproject 2 for 2012 have

Public access to the updated time-varying hazard

been achieved. The new quarter-wavelength prox-

and rate forecasts implemented in subproject 6

ies have been validated. Predictive models for

will be internally discussed before this information

amplification and V/H ratios for rock and soft sedi-

will eventually be open. The models are running

ment soils have been established. Application of

in real-time and as soon as sequences have been

the amplification models for sites in Switzerland is

recorded, the forecasts will be tested with cur-

still on-going. In particular, we plan the implemen-

rently used evaluation methods.

tation of a comprehensive tool, which will include

Finally, in 2013 the main focus of the project will

all the procedures that have been developed dur-

be on possible earthquake impacts on deep geo-

ing the project. The developed active seismic meth-

logical disposals according to the new research

ods and the assessment of resonance phenomena

plan.

will be included in the SED site-characterization procedures. In subproject 3, the study of ground motion records with clear non-linear signature has led to a

Publications in the reporting period

novel way of analysing vertical array records, which improves our ability to reproduce cyclic mobili-

Edwards, B. & D. Fäh (2013). A Stochastic Ground-

ty observed in the field. We have faced a delay

Motion Model for Switzerland. Bulletin of the

in the application of an advanced 2D non-linear

Seismological Society of America 103 (1), 78–98.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

179

Edwards, B. & D. Fäh (2012). Measurements of

Symposium: Effects of Surface Geology on Seis-

Stress Parameter and Site Attenuation from Re-

mic Ground Motion, Santa Barbara, California.

cordings of Large Earthquakes in Europe and the

Sellami, S., R. Grolimund, & D. Fäh (2012). Earth-

Middle East. Submitted to Geophysical Journal

quakes in Switzerland and surroundings 1964-

International.

1974: a «dark age» of earthquake documentation

Edwards, B., V. Poggi and D. Fäh (2011). A Predic-

at the Swiss Seismological Service. In prepara-tion.

tive Equation for the Vertical-to-Horizontal Ratio

Spada, M., I. Bianchi, E. Kissling, N. Piana Agosti-

of Ground Motion at Rock Sites Based on Shear-

netti, & S. Wiemer (2012a). Combining Con-

Wave Velocity Profiles from Japan and Switzerland,

trolled-Source Seismology and Receiver Function

Bulletin of the Seismological Society of America

information to derive 3D Moho topography for

101, 2998-3019.

Italy. Revised for Geophysical Journal Interna-

Edwards, B., V. Poggi & D. Fäh (2011). A Predic-

tional.

tive Equation for the Vertical to Horizontal Ratio

Spada, M., T. Tormann, S. Wiemer, & B. Enescu

of Ground-Motion at Rock Sites Based on Shear

(2012b). Generic dependence of the frequency-

Wave Velocity Profiles. Proceedings of the 4th

size distribution of earthquakes on depth and its

IASPEI/IAEE International Symposium: Effects of

relation to the strength profile of the crust. Sub-

Surface Geology on Strong Ground Motion, Santa

mitted to Geophysical Research Letter.

Barbara, California. Edwards, B., D. Fäh & D. Giardini (2011). A Sto-

Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh (2012). Effect of

Proceedings of the 4 IASPEI/IAEE International

surface average shear-wave velocity on the verti-

Symposium: Effects of Surface Geology on Strong

cal-to-horizontal ratio of the ground motion:

Ground Motion, Santa Barbara, California.

comparing rock and soft sediment sites. 33rd

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Edwards, B. & D. Fäh (2012). A Stochastic Ground-

Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh., (2012). Charac-

Motion Model for Switzerland. Seismological

terizing the vertical to horizontal ratio of ground-

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Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh, (2012b). The

Edwards, B. & D. Fäh (2012). Automatic Deter-

quarter-wavelength average velocity: a review of

mination of Amplification for New Sites within a

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Seismic Network. Seismological Society of Amer-

Proceedings of the 15th WCEE, Lisbon.

ica Annual Meeting, 17–19 April 2012, San Diego,

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33rd General Assembly of the European Seis-

4th IASPEI/IAEE International Symposium: Effects

mological Commission, August 19–24, Moscow,

of Surface Geology on Strong Ground Motion,

Russia.

Santa Barbara, California.

Roten, D. Fäh, J. Laue & F. Bonilla (2012). Model-

Roten, D., D. Fäh & F. Bonilla (2013). High-fre-

ing of Wave Propagation in Nonlinear Media for

quency ground motion amplification during the

Inversion of Dynamic Soil Properties. Seismologi-

2011 Tohoku earthquake explained by soil dilat-

cal Society of America Annual Meeting, 17–19

ancy. doi:10.1093/gji/ggt001.

April 2012, San Diego, CA, In: Seism. Res. Lett.,

Roten, D., Fäh, D. & Laue, J., (2011). Application

83, 394.

of a neighborhood algorithm for parameter

Roten, D., D. Fäh & F. Bonilla, (2012). Develop-

iden-tification in a cyclic mobility model. Pro-

ment of excess pore water pressure in liquefiable

IASPEI/IAEE International

soils inferred from vertical array records. Annual

ceedings of the 4

180

Conference contributions in the reporting period

chastic Ground-Motion Model for Switzerland.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Meeting of the Southern California Earthquake Center, September 9–12, 2012, Palm Springs, CA, poster #13.

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

181

Human Reliability Analysis

Author und Co-author(s)

V.N. Dang, L. Podofillini

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

OHSA/D16, 5232 Villigen PSI

Tel., E-mail, Internet address

056 310 2967, vinh.dang@psi.ch, safe.web.psi.ch

Duration of project

2010â&#x20AC;&#x201C;2013

ABSTRACT

CESA-Q EOC quantification method guid-

In the Human Reliability Analysis (HRA-IV) Proj-

ance. The results of the three EOC pilot

ect, models and methods for analyzing human

studies to date were analyzed to obtain a

factors in the Probabilistic Safety Assessments

diverse set of EOCs of concern and to clas-

(PSAs) of nuclear power plants (NPPs) are devel-

sify these by types of situations. The result-

oped, applied, and evaluated. The project aims

ing taxonomy of EOCs defines a scope of

are to a) develop a method to address errors

EOC situations to be covered by the method

of commission (EOCs) and use it to assess

CESA guidance. The next step is to complete

plant-specific EOC risk, b) reduce the variabil-

the method guidance, aiming at improved

ity and uncertainty in the results of HRAs, and

traceability and repeatability, and evaluate its

c) develop HRA methods for PSAs for external

adequacy against this scope.

event initiators. In 2012, the topics addressed

Benchmarking and evaluation of HRA meth-

and results achieved include:

ods based on simulator data. The aim was

EOC Pilot Study III. EOC scenarios were

to conclude both the International HRA

identified and their risk significance was

Empirical Study and its follow-up with U.S.

analyzed for a third Swiss plant using PSIâ&#x20AC;&#x2122;s

plant crews in their training simulator. Over-

method CESA (Commission Errors Search

all, comprehensive findings on each method

and Assessment). The results, after a pre-

and recommendations for guidance and

liminarily review by plant experts, show that

practice were obtained in a cross-compari-

the most important EOC adds about 5% to

son of method performance in the two sets

the core damage frequency for internal ini-

of scenarios from the first study and the

tiating events at full power, which is on the

scenarios from the U.S. study. The summary

order of that of the most significant errors of

reports, to be finalized in 2013, include rec-

omissions. The contributions from other EOC

ommendations concerning specific ways to

situations were determined to be very minor,

improve HRA guidance in order to increase

suggesting generally high plant defenses.

the validity and consistency of HRA results.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

183

Project goals

with the plant’s staff. Like the previous studies [1, 2], this study is characterized as a pilot study due

Human performance is central to the safe and reli-

to the provisional elements in the method applied

able operation of nuclear power plants and other

for the estimation of the EOC probabilities. The

complex systems. In the Probabilistic Safety As-

study involves detailed analyses of the plant PSA

sessment (PSA) of human-technical installations,

and its emergency procedures. Other important in-

Human Reliability Analysis (HRA) is the part that

puts to the EOC study include observations of crew

addresses the human element. In the HRA, the

responses in emergencies simulated in the plant‘s

essential personnel actions contributing to and

training simulator and discussions with plant PSA

required in potential accident scenarios are identi-

experts, operators and training personnel.

fied, qualitatively analyzed, and their probabilities of failures are estimated. A realistic evaluation of

Quantification of EOCs

the human contribution is key to a sound evalua-

2. Documentation of revised CESA-Q quantifica-

tion of safety and of the potential weaknesses of

tion method.

a facility. This soundness is important to licensee

CESA-Q is PSI’s method for the quantification of

and regulatory decisions that support and enhance

errors of commission [3]. The aims of the revision

safety in all areas, e.g., plant design, operation,

of PSI’s CESA-Q method for the quantification of

maintenance, and accident prevention and mitiga-

EOCs are to improve the traceability of the method

tion. The project Human Reliability Analysis (HRA-

and analyses performed with the method and to

IV) addresses the following issues

extend its scope. In applying the current method to

The analysis of Errors of Commission and, more

estimate the probability of EOCs, one of the steps

broadly, decision-related failures, the issue of

is a complex interpolation process, involve the se-

HRA dependence that is closely related to these,

lection of events from the CESA database that are

and the recovery of decision failures.

most similar to the EOC of interest and adjusting

Variability in the results of HRAs.

the probabilities associated with these events. Due

The extension of HRA applications to scopes

to the limited available data, few events are avail-

other than internal initiating events in Full Power

able for selection as «most similar» and the adjust-

and Low Power and Shutdown (LPSD) operating

ment for the EOC of interest is correspondingly ex-

modes, for instance external events.

tensive and subjective. The work in 2012 focused

It includes four subprojects: 1) EOC plant-specific

on the documentation of the revised method, in

pilot study III, 2) Quantification of EOCs, 3)

which a model-based quantification process has

Simulator data for HRA and HRA method as-

been incorporated. Furthermore, CESA-Q was ap-

sessment, 4) Technical basis for seismic HRA.

plied to quantify the EOCs in the scenarios identified in Pilot Study III. These analyses will be used

The main goals for 2012 were:

as CESA-Q application examples in the method guidance report (to be completed in 2013).

EOC plant-specific pilot study III quantification.

Simulator Data for HRA and Method Assessment

The 2012 goal was to initiate the plant-specific

3. Evaluation of HRA predictions and method as-

1. Identification of EOCs, qualitative analysis and

study and to assess the identified EOCs for review

sessment in the U.S. HRA Empirical Study. The HRA Empirical Studies, are assessments of HRA methods based on benchmarking them against

184

In parallel to this research project, PSI/NES supports

crew performance data obtained in simulated nu-

ENSI through on-call tasks. The tasks related to HRA

clear power plant emergency scenarios. The U.S.

are mainly oriented towards reviews of the HRAs sub-

Study (Bye et al, 2012) is a follow-on effort to the

mitted to ENSI by the Swiss utilities as a part of their

International HRA Empirical Study (Forester, Bye,

Probabilistic Safety Assessments (PSAs). The work car-

et al., 2012). In addition to assessing the methods

ried out within on-calls provides impulses for the re-

based on comparing HRA predictions against data,

search and motivates the development efforts to en-

its main aims are to: 1) evaluate the variability in

hance current methods. As the on-call tasks are

the HRA results obtained by different analysts us-

funded separately, their specific content and results

ing the same method, which was not possible due

are not addressed in the present report.

to the design of the earlier study, and 2) extend the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

conclusions from the method assessments through

profile. The scope of all three studies are EOCs in

additional cases and the use of a full-scope train-

scenarios initiated by internal initiating events dur-

ing simulator at a U.S. nuclear power plant.

ing full-power operation.

The main 2012 tasks were to obtain the overall

The work in 2012 started with the identification

findings on HRA methods in light of the results of

of candidate EOC events (generic aggravating

both studies and the formulation of recommenda-

actions). These were then subjected to screen-

tions for HRA guidance and practice. These recom-

ing analysis based on contextual factors, such as

mendations identify specific shortcomings of the

availability of multiple and diverse indications, that

existing guidance and some of the ways in which

suggest that the performance of the inappropriate

guidance could be improved to increase the valid-

action has negligible probability. The identification

ity and consistency of HRA analyses.

process addressed the plant procedures central in

A parallel use of the crew performance data col-

the response to important accidents. Six candidate

lected in the HRA Empirical Studies is to derive

EOC events were identified (e.g. termination of

scenario-specific insights for HRA practitioners

high pressure injection, blocking of the automat-

(analysts) to take into consideration in predictive

ic depressurization function); among these, four

analyses. This task was postponed to 2013.

were carried forward for detailed analysis after the

4. Development of guidelines for data collection

screening process.

in simulators.

The next step has been to identify the most risk-

Simulator studies designed to collect data for HRA

important accident scenarios in which these inap-

are one of the primary means to obtain qualitative

propriate actions might be performed, based on

and quantitative data on the crew response to the

examining opportunities for the candidate EOC

abnormal and emergency scenarios modeled in

events in the accident sequences of the baseline

PSAs. The 2012 objective was to survey the state

PSA (i.e. the PSA without inclusion of EOCs). Six

of HRA data, reviewing the experience from past

scenario-specific EOC situations were then identi-

HRA data collection efforts, and to identify the key

fied for detailed analysis, as shown in Table 1. Each

topics to be addressed by the guideline. The survey

EOC scenario was analyzed in detail in terms of the

(literature review) and guideline will be completed

applicable procedural guidance as well as of the

in 2013.

expected operator behaviors in these situations. Observations of crew response as well as interviews with plant personnel (the plant PSA team,

Work carried out and results obtained

detailed analysis. To estimate the probability of the

EOC plant-specific pilot study III

method (see corresponding subproject) was used,

1. Identification of EOCs, qualitative analysis and

except for one case that could be quantified based

quantification.

on an HRA analysis from the plantâ&#x20AC;&#x2122;s PSA.

The inclusion of Errors of Commission (EOCs) ex-

A preliminary review by the plant confirmed the

tends the scope of state-of-the-art PSA. EOCs re-

credibility of the results. These suggest that the

operators and trainers) were at the basis of the EOCs, CESAâ&#x20AC;&#x2122;s quantification module, the CESA-Q

fer to PSA Human Failure Events (HFEs) modeling

most important EOC (CWS.EOC1 in Table 1, con-

the performance of actions that aggravates an ac-

nected with a misalignment of the cooling water

cident scenario. They can be contrasted to HFEs

system during scenarios initiated by the failure of

where a required action is not performed, and on

the auxiliary cooling water system) would contrib-

which state-of-the-art PSA typically focuses. Pilot

ute to an increase in the core damage frequency

study III is the third plant-specific, industrial-scale

of about 5% (for internal initiating events at full

application of the Commission Errors Search and

power). This contribution is comparable to that

Assessment (CESA) method, developed at PSI for

of the most important errors of omission, typically

identification and assessment of EOCs. The study

considered in the PSA. The contribution of the

follows two earlier EOC studies with CESA for

other EOCs to the risk profile was found to be lim-

Swiss plants [1, 2]. The pilot characterization of

ited, thus highlighting the defense against EOCs

these studies relates to the need for further devel-

provided by the plant technical and administrative

opment in the method for the estimation of the

protections. The detailed review of the analysis re-

EOC probabilities as well as the need for under-

sults and study report by the plant is planned for

standing the role of these errors in the plant risk

early 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

185

This third pilot study has further confirmed the

yield the probability estimates as a direct function

importance of including EOC contributions in the

of the CESA-Q factor evaluations. This approach

plant risk characterization. The three plant-specific

(first developed during 2011) was further refined

studies also underscore the feasibility of a sys-

and documented in draft form. In order to subject

tematic treatment of EOC: the studies identified

the technical core of the revised method to a peer

a limited number of EOC situations (about 5–10

review, an article was prepared and submitted to a

scenario-specific EOCs), with a risk significance

journal (Podofillini, Dang, 2012d).

comparable to that of the most important errors of

As noted above, the current interpolation-based ap-

omission (Podofillini, Dang, 2012a). The identified

proach to quantification in CESA-Q was applied for

EOC situations possibly suggest safety-enhancing

the quantification of the EOCs identified in the EOC

improvements (generally related to procedural

Pilot Study III work from this year. While the result-

guidance) aimed at decreasing the opportunities

ing probabilities are expected to be plausible to the

for committing these errors. The search process,

plant subject matter experts, these analyses con-

based on the systematic screening of potential

firm the difficulties of applying the current CESA-Q

errors characterized by low risk-importance and

method and highlight the subjective elements of

plausibility provides further confirmation of the

the quantification.

plant technical and administrative protections.

In addition, the results of the current EOC study and the previous two pilot studies were reviewed to

Quantification of EOCs

derive insights on the type of EOCs generally of con-

2. Documentation of revised CESA-Q quantifica-

cern (Podofillini, Dang, 2012b), resulting in a taxon-

tion approach.

omy of generic EOCs. Table 2 shows that EOCs af-

The overall goal of this subproject is to revise the

fecting a safety injection function, for example, may

CESA-Q guidance [3] to increase traceability as

result from a diverse set of actions. The taxonomy

recommended by the assessment of the CESA-Q

provides the spectrum of EOCs that CESA-Q should

analyses in the International HRA Empirical Study

address (and therefore that the associated guidance

and to extend the method’s scope. The CESA-Q

should be able to treat). Furthermore, during the

Table 1: Pilot study III: overview of the EOCs carried forward for detailed analysis

quantification process is being revised to incorpo-

identification of EOCs, it is also useful as a checklist

rate a Bayesian Belief Network model, which will

for verifying the completeness of the EOC search.

EOC event

Scenario

Inappropriate alignment of Cooling Water System (CWS) for Shutdown and Torus Cool-ing System (STCS) cooling Termination of both Core Spray System (CSS) and Al-ternate Low Pressure Spray (ALPS) injection Automatic Depressurizatoin System (ADS) blocking

RCIC termination Table 2: Taxonomy of generic EOCs of concern for CESA-Q guidance development

186

EOC identifier CWS.EOC1

Loss of Auxiliary Cooling Water System (ACWS), with subsequent operator failure to perform early actions in response to ACWS (Fire Water alignment to Control Rod Drive system and Control Air system) Medium Loss of Coolant Accident (LOCA)

CSS&ALPS.EOC1

Medium LOCA

ADS.EOC1

Loss of feedwater; condenser vacuum; Loss of Turbine Building Intermediate Cooling Water (TBICW); either with subsequent RCIC failure to start or run Loss of feedwater; condenser vacuum; Loss of TBICW; Loss of ACWS

ADS.EOC2

RCIC.EOC1

Function

Generic EOC of concern

Injection

Function initiation Function termination Inhibition of automatic actuation Injection flow diversion – injection to different location then required Suction flow diversion – alignment to source with limited/no inventory Suction flow diversion – alignment of source to different system Support systems disablement – component cooling termination/diversion Support systems disablement – AC and DC Power disconnection Support systems disablement – pressurized air termination/diversion

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1: Map of HRA data sources, data content and HRA data needs and applications (top to bottom) developed from a literature review.

Simulator Data for HRA and Method Assessment

estimated probabilities. The detailed study results,

3. Evaluation of HRA predictions and method as-

to be published in a report in 2013, identify these

method limitations underlie the differences in the

sessment in the U.S. HRA Empirical Study.

limitations, suggest ways to improve individual

One of the ways in which U.S. HRA Empirical

methods, and identify general areas in HRA that

Study extends the earlier international study is

would benefit from additional guidance. Prepara-

in addressing inter-analyst reliability, that is, the

tion of this report is in progress and is being per-

consistency of the method results when applied

formed in parallel with the review and revision of

by different analysts. In contrast to the «Interna-

the final report for the International Study (Forester,

tional» study based on data collected at OECD

Bye, Dang et al, 2013).

Halden, the study is referred to as the U.S. study

4. Development of guidelines for performing simu-

partly because the collected simulator data and

lator studies for HRA.

resulting reference data for the benchmark deals

The work in 2012 dealt with HRA data. First, a re-

with the performance of operating crews from a

view of the literature on major HRA data collection

U.S. nuclear power plant. To allow comparisons to

efforts and databases was started in 2012. Many

be made among analysts applying the same HRA

types of data and information are referred to in

method, nine analysis teams each applied one of

the discipline as «HRA data», as observed in the

the four methods treated in the study. In 2012, the

2009 OECD workshop on «Simulator Studies for

evaluations and assessments of the analyses con-

HRA Purposes» (NEA CSNI, 2012). This broad un-

tinued and were reviewed within the assessment

derstanding of data, combined with the availability

team. Overall results were reported in preliminary

of some types of data and the scarcity of other

form in (Bye et al, 2012) while the results related to

types, can hinder efforts to motivate the collection

comparing the results of the different HRA analysis

of data in simulators. As a basis for evaluating data

teams that used the same method were reported

needs and availability, the literature review aims to

in (Marble et al, 2012). Quantitatively, the rank-

establish links among the different types of data as

ing of the HFEs were generally consistent with the

well as highlighting the relationship between the

reference data derived from the simulator observa-

types of HRA data and their applications, shown

tions. For most HFEs, the probabilities estimated by

in Figure 1.

the different teams using the same method were

In the work to develop the guidelines for simulator

within one order of magnitude. A detailed com-

data collection, international and national require-

parison of the HRA analyses suggests that differ-

ments, standards, and good practice documents

ences in how the analysts teams compensated for

related to PSA and HRA were reviewed to define

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

187

the types of information and data needed by HRA

ADS software tool for dynamic event tree analysis

practitioners. In a second step, these were related

[4]. In the area of HRA data, PSI is establishing a co-

to different phases or types of training simulator

operation with the Korean Atomic Energy Research

data collection sessions. For the guideline report

Institute (KAERI) on the development of simulator

to be completed in 2013, one of the tasks will be

data collection guidelines. Finally, PSI performed a

to select or modify the measures and scales for

peer review of an Idaho National Laboratory report

each data type.

on simulator data collection for USNRC.

National Cooperation

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

A Swiss nuclear power plant supported the EOC pilot study carried out for this project by provid-

EOC plant-specific pilot study III

ing the PSA, plant procedures, and access to plant

1. Carry out the pilot study, aiming at the assess-

operators and trainers. Observations of crew per-

ment of potential EOC scenarios and their risk sig-

formance in the plant’s full-scope training simula-

nificance.

tor were performed to provide information about

The study was carried out during 2012. Key results

crew practices in accident scenarios, the applica-

were discussed with the plant personnel to ensure

tion of procedures, and operator actions in abnor-

that the realism of the analyses. The detailed re-

mal scenarios. As noted, the preliminary results

view of the analysis results and study report by the

of the EOC pilot study were presented to utility

plant is planned for early 2013.

experts for feedback. They will also review the EOC study report prior to publication in 2013.

Quantification of EOCs 2. Documentation of revised CESA-Q quantifica-

International Cooperation

tion approach. New inputs for the revision of CESA-q guidance were produced in 2012: quantification examples

PSI contributes to the study design and assessments

and a taxonomy of generic EOCs that the guid-

of the HRA methods in the U.S. HRA Empirical Study,

ance should cover. The methodology to build the

coordinated by the U.S. Nuclear Regulatory Com-

mathematical model underlying the revised CE-

mission (USNRC) and the OECD Halden Project un-

SA-Q quantification approach was submitted for

der its Joint Programme, in which Switzerland (ENSI)

publication in a scientific journal to enhance the

is also a member. A diverse set of further partners

scientific basis of the method. The finalization of

on the assessment group and HRA analysis teams

the CESA-Q guidance is planned for 2013. The

include industry, regulators, and research institutes:

qualitative and quantitative analyses of selected

EPRI, Sandia National Laboratories, Idaho National

EOCs (from the different pilot studies) will be in-

Laboratory, SAIC, all US; NRI, Czech Rep.

cluded as comprehensive application examples in

PSI is participating in a task of the OECD NEA/Com-

the guidance report.

mittee for the Safety of Nuclear Installations (CSNI), man Reliability Assessment Techniques In Nuclear

Simulator Data for HRA and Method Assessment

Risk Assessment». This joint task of the Working

3. Evaluation of HRA predictions and method as-

«Establishing Desirable Attributes of Current Hu-

188

Group on Human and Organizational Factors and

sessment in the U.S. HRA Empirical Study.

the Working Group on Risk Assessment is led by the

The assessments of each analysis team’s HRA pre-

U.K. Nuclear Installations Inspectorate. Its aim is an

dictions against the reference data based on the

international technical evaluation of HRA methods,

simulator observations were completed in 2011.

considering criteria shared by the member countries

In 2012, the intra-method assessments, which

and other common criteria. Preliminary evaluations

addressed the differences in analyses, resulting

using the defined criteria were completed in 2012

predictions, and method performance between

and reviewed in a task meeting in Nov. 2012.

analysis teams that used the same method were

Work related to crew-plant simulation for safety

completed. The final report of the U.S. study as

assessment is supported by a cooperation with the

well as the International HRA Empirical Study will

University of Maryland (Prof. A. Mosleh), on the

be published in 2013. The project team prepared

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

an overview of the findings and conclusions of

International HRA Empirical Study – Final Report

both studies (preliminary for the U.S. study) for

– Lessons Learned from Comparing HRA Meth-

the PRA Subcommittee of the U.S. Advisory Com-

ods Predictions to HAMMLAB Simulator Data,

mittee on Reactor Safeguards, for presentation in

U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-

January 2013.

2127 (draft, to be published 2013). Also pub-

The final reports of the International and U.S. HRA

lished by OECD Halden Reactor Project, HPR-373

Empirical Studies were initially planned to include

(draft), Halden, Norway.

scenario-specific lessons for HRA. While the re-

J.A. Forester, V.N. Dang, A. Bye, R. Boring, H. Liao,

sponse of the crews in the simulated scenarios is

E. Lois: Conclusions on Human Reliability Analy-

summarized in these final reports and in additional,

sis (HRA) Methods from the International HRA

supporting OECD Halden reports, e.g. [5], scenar-

Empirical Study», Proc. 11th Probabilistic Safety

io-specific lessons for HRA practitioners will be ad-

Assessment and Management/European Safety

dressed in a separate report. This important task

and Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Hel-

related to insights for analysts concerning human

sinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM.

performance issues in the simulated emergencies

J. Marble, H. Liao, M. Presley, J. Forester, A.

will be performed in 2013.

Bye, V.N. Dang, E. Lois: Results and Insights

4. Development of guidelines for data collection

Derived from the Intra-Method Comparisons of

in simulators.

the US HRA Empirical Study», Proc. 11th Proba-

The literature review on the state of HRA data will

bilistic Safety Assessment and Management/

be completed and submitted for publication in

European Safety and Reliability 2012 (PSAM11/

2013. The guidelines for simulator data collection

ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012,

will be completed in 2013. For future work, pilot

CD-ROM.

testing of the guidelines with our Korean partner

NEA CSNI: Simulator Studies for HRA Pur-

is proposed; it will emphasize an evaluation of the

poses, Proc. of the OECD/NEA Workshop, NEA/

practicality of the proposed measures for charac-

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ical batch reactor, Reliability Engineering & Sys-

A report summarizing earthquake experiences at

tem Safety, 106, pp. 146–159, 2012a.

nuclear power plants, focused on the human per-

L. Podofillini, V.N. Dang: Progress on Errors of

formance elements, will be finalized in 2013. Ad-

Commission: an Outlook Based on Plant-Specific

ditionally, to follow up the issues and information

Results, Proc. 11th Probabilistic Safety Assess-

gaps highlighted in this report, a survey question-

ment and Management/European Safety and

naire for the elicitation of complementary informa-

Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki,

tion from subject matter experts will be prepared.

Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM, 2012b.

The completion of this project is scheduled for

L. Podofillini, V.N. Dang: Treating Complex

June 2013. The objectives for a proposed follow-

Dynamics in Probabilistic Safety Assessment:

up project are under discussion with ENSI.

a Case Study from the Process Industry, Proc. 11th Probabilistic Safety Assessment and Man-

Publications

agement/European Safety and Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM, 2012c.

A. Bye, V.N. Dang, J.A. Forester, M. Hildebrandt,

L. Podofillini, V.N. Dang: A Bayesian Approach to

J. Marble, H. Liao, E. Lois: «Overview and Pre-

Treat Expert-Elicited Probabilities in Human Reli-

liminary Results of the US Empirical HRA Study»,

ability Analysis Model Construction, manuscript

Proc. 11 Probabilistic Safety Assessment and

submitted to Reliability Engineering & System

Management/European Safety and Reliability

Safety, Aug. 2012, 2012d.

2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, Finland,

L. Podofillini, V.N. Dang, O. Nusbaumer, D. Dres:

25–29 June 2012, CD-ROM.

A pilot study for errors of commission for a boil-

J.A. Forester, A. Bye, V.N. Dang, E. Lois, J. Julius,

ing water reactor using the CESA method, Reli-

S. Massaiu, H. Broberg, P.O. Braarud, R. Boring,

ability Engineering & System Safety, 109, Pages

I. Männistö, H. Liao, G.W. Parry, P. Nelson: The

86–98, January 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

189

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L. Podofillini, V.N. Dang, O. Nusbaumer, D. Dres, A pilot study for errors of commission for a boiling water reactor using the CESA method, Reliability Engineering & System Safety, 109, Pages 86–98, January 2013.

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H. Broberg, M. Hildebrandt, R. Nowell: Results from the 2010 HRA Data Collection at a US PWR Training Simulator, OECD Halden Reactor Project, HWR-871, Halden, Norway, 2011.

190

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

STARS Safety Research in relation to Transient Analysis of the Reactors in Switzerland

Author und Co-author(s)

H. Ferroukhi, O. Zerkak, A. Vasiliev, G. Khvostov and Project Team

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

CH-5232 Villigen PSI

Tel., E-mail, Internet address

056 310 4062, Hakim.Ferroukhi@psi.ch,

Duration of project

1.1.2010â&#x20AC;&#x201C;31.12.2012

http://stars.web.psi.ch

ABSTRACT

reflector configurations. On the dynamic side,

During 2012, scientific support was provided

the validation of SIMULATE-3K (S3K) for BWR

to the national regulator for the assessment of

stability analysis was continued, this time with

BWR equilibrium cores loaded with a new fuel

focus on regional oscillations. And to comple-

assembly design. This consisted in verifying

ment S3K, the PARCS 3-D kinetics solver was

safety parameters both for normal operation

also introduced although efforts were so far

and under certain dynamical conditions and

mainly oriented towards establishing the meth-

to compare the performance against recently

odology for the initialisation of core models.

operated mixed cores. Regarding research,

With regards to fuel modelling, the design

the validation of TRACE for the Swiss BWRs

and analyses of Halden LOCA tests with the

was continued with emphasis on enhancing

FALCON code coupled to the GRSW-A model

balance-of-plant (BOP) systems for operational

continues to be a key activity. And in that con-

transients. The assessment of the code itself

text, investigations were carried out to under-

playing a key role, analyses of experiments

stand among other things, the reasons for an

carried out at integral test facilities (ITF) as

unexpected clad failure that occurred during

well as at separate-effect-test facilities (STF)

the first test, revealing that a-thermal fission-

were continued. For the former, a milestone

gas-release (FGR) could play a larger role than

was achieved by completing the evaluation

initially foreseen. Also, a validation of FALCON

of counter-part Small-Break Loss-of-Coolant

for predicting rod failures during power ramps

Accident (SBLOCA) tests carried out at the

and caused by Pellet-Clad-Mechanical-Interac-

ROSA and PKL facilities and aimed at verify-

tions (PCMI), including Pellet-Clad-Interaction

ing accident management procedures during

(PCI) failures from Stress-Corrosion-Cracking

core uncovery. Regarding sub-channel capa-

(SCC), was carried out revealing that although

bilities for Critical-Heat-Flux (CHF) predictions,

accurate residual strain predictions could be

the modelling with TRACE, FLICA-4 as well

achieved, the available models to estimate the

as the CFD STAR-CD code of the OECD/NEA

failure probabilities deserved further atten-

benchmark on PWR PSBT bundle experiments

tion. Regarding multi-physics, a major advance

was also finalised with focus on Departure-for-

was to develop enhanced temporal coupling

Nucleate-Boiling (DNB) analyses. Concerning

schemes for TRACE/S3K simulations along

core behaviour, the SERPENT Monte-Carlo

with the integration of an adaptive time-step

(MC) code was introduced as complementary

algorithm. Although further verification is now

lattice code to CASMO and a first assessment

necessary, preliminary simulations of major

was carried out with regards to the prepara-

types of LWR transients showed that the new

tion of few-group homogenised nuclear data

schemes allow to significantly speed-up the

for PWR nuclear fuel assemblies as well as for

calculations while keeping the accuracy in key

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

191

parameters such as power peaks at the same

lations. With these techniques, the main con-

level if not with a higher precision than the

tributors, in terms of nuclides and reactions, to

conventional explicit scheme. Finally, for uncer-

calculated uncertainties could be identified. As

tainty quantifications (UQ), a milestone was

well, a comparison of uncertainties between

achieved by completing the benchmarking of

various fuel designs (e.g. UO2 vs. MOX) as well

a methodology developed for the propagation

as reactor types (PWR vs. BWR) could be con-

of cross-section uncertainties in CASMO calcu-

ducted.

Project goals

This report provides an overview of the status and progress achieved for selected activities con-

The STARS project aims at research related to multi-

ducted in relation to the above objectives.

physics multi-scale state-of-the-art computational methodologies for best-estimate safety analyses of

Scientific support

the Swiss Light-Water-Reactors (LWR) under condi-

During 2012, scientific support for the licensing

tions ranging from normal operation to beyond-

of a new evolutionary BWR fuel assembly (FA)

design-basis accidents. In that framework, the

design was provided. Both radially and axially, this

main research lines are: development and valida-

new fuel type presents an increased level of het-

tion of reference plant system/core/fuel models for

erogeneity with regards to the nuclear as well as

the Swiss reactors, higher-order methods, coupled

mechanical/structural design. To understand the

multi-physics methodologies and best-estimate

impact of all these changes on the core perfor-

safety analysis with uncertainty quantifications for

mance and to assess the licensing analyses submit-

operating as well as advanced LWR designs. On the

ted by the vendor, STARS conducted safety evalu-

basis of these research activities, a central mission

ations of equilibrium cycles (EQC) loaded with this

is to provide independent scientific support to the

new fuel design. On the one hand, lattice/core

national regulator. For 2012, the initially planned

physics parameters for normal steady-state opera-

yearly objectives for the collaboration with ENSI

tion and ranging from beginning-of-cycle (BOC)

were adapted to accommodate for recent changes

to end-of-cycle (EOC) conditions in-cluding cold

in the resource situation, leading thereby to the

as well as hot conditions, were estimated with the

following priorities.

CASMO-5M/SIMULATE-3 codes. A part from evaluating the obtained results against those provided by the vendor, the EQC core physics characteristics

192

Support to Licensing of new BWR Fuel design

were also compared to those obtained for recently

Enhancements of TRACE Models for the Swiss BWRs

operated mixed cycles (MXC). This is illustrated in

TRACE Assessment for OECD/NEA ROSA and PKL SBLOCA Tests

the upper part of Fig. 1 where selected parameters

Establishment of Capability for PWR DNB Predictions

are compared between the EQC and one of the

Developement and Assessment of Complementary Capability for Lattice Physics Calculations Validation of S3K for Regional Oscillations and Participation to OECD/NEA stability benchmark Assessment of Neutronic Uncertainty Quantification Methods and Participation to OECD/NEA UAM Benchmark Analyses of Halden High-Burnup LOCA Test 1 and Design of Test 2 with Cladding Burst Assessment of FALCON for Modelling and Analysis of Cladding Lift-Off Validation of FALCON for PCI/PCMI Failures on the basis of OECD/DEA SCIP-II Program Enhancements of Temporal Coupling Schemes for MultiPhysics TRACE/S3K Analyses Benchmarking of Methodology for Cross-Section Uncertainty Propagation with CASMO Lattice Code

most recent MXC cores. There, for a given parameter, the ratio between the EQC and MXC results is shown, illustrating that overall, the new design implies a rather similar core performance as previously. Some of the observed improvements are more negative void reactivity coefficients as well as isothermal temperature coefficients at BOC, while less positive isothermal temperature coefficients are obtained at EOC. Also, the EQC core provides larger thermal margins resulting from a reduced linear power density, noting that the latter allows consequently for slightly larger power peaking factors. On the dynamic side, of particular importance

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1:

was to address the eventual impact of the new

Steady-state and Transient Evaluations of Equilibrium Cycle Core Loaded with new BWR Fuel Assembly Design

fuel design on the core stability behaviour. To that aim, the recently developed stability analysis methodology based on the SIMULATE-3K (S3K) code [1] was applied to evaluate the decay ratio and resonance frequency at a selected high power/low flow operating point. As shown in the lower part of Fig. 1 where the EQC results are compared to those obtained at the same operating condition for two recent mixed cores, the EQC core yields a stronger damping of the power response to a reactivity/void perturbation, indicating thus an enhanced core stability performance. Although this evaluation was carried out only for one operating point, the results are not surprising when considering the changes in mechanical and structural properties of the new fuel design, inducing in particular a higher single-phase pressure drop at the assembly inlet combined with smaller pressure drops around spacers and in the two-phase zone (assembly outlet). Concerning the resonance frequency, it is found to increase, something in-line with the shorter effective height of the active core induced by this new fuel design.

Validation of TRACE plant system models for the Swiss reactors

since a steam dome pressure peak will produce a

For the Swiss nuclear power plants (NPPs), simula-

reactor power increase and even though partial

tions of the plant thermal-hydraulic behavior dur-

rod insertion was here activated during the test,

ing transients and accidents is primarily carried out

the results show that the TRACE model is able to

with the TRACE best-estimate system code. During

predict this crucial phase of the transient in a sat-

2012, the main activities in this area were focused

isfactory manner. However, difficulties to predict

on enhancing the performance of the TRACE KKL

the correct long-term transient evolution appear

model for a turbine trip test carried out at the plant

after the initial pressure peak. Indeed, the pre-

in 1999. To that aim, the OECD/NEA validation

dicted bypass valve behavior starts to deviate from

strategy for coupled neutronics/thermal-hydraulics

measured data and this affects, via the bypass flow

simulations was adopted by decomposing the

characteristics, the reduction of the steam flow

tasks into three distinct phases: 1) plant system

rate and the associated increased turbine inlet

model initialization using a point-kinetic model for

pressure. For the latter, the TRACE model fails to

the neutronics; 2) set-up and verification of the 3-D

predict the pressure recovery occurring in the time

core model; 3) coupled 3-D core/plant dynamical

interval [3â&#x20AC;&#x201C;5] seconds and moreover, the steam

analyses. Noting that phase 2 is implicitly tackled

dome pressure increase that follows (between

via the continuous valida-tion of Swiss core mod-

5â&#x20AC;&#x201C;6 s and due to pressure wave back propagation

els, emphasis was given to address Phases 1 and

into the vessel) is not captured at all. To comple-

3. Especially for the former, attempts were made

ment these analyses and to assess the eventual

to update the Balance-of-Plant (BOP) models with

impact from the core, a coupling to S3K was as

regards to the control system in general and the

next step carried out, applying both a coarse mesh

actuation logic of the turbine control/stop and

(map1) and a finer mesh (map2) mapping of the

bypass valves in particular. As illustrated in Fig. 2,

fuel assemblies with the thermal-hydraulic chan-

this allowed to better capture during the first sec-

nels and using to that aim, the COBALT methodol-

ond of the test, the behavior of the steam flow as

ogy currently under development [2]. As can be

well as the pressure peaks at the turbine inlet and

seen in the middle-left plot of Fig. 2, these coupled

in the reactor vessel. This is of primary importance

TRACE/S3K models allowed to enhance slightly the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

193

Figure 2: Validation of TRACE Stand-alone (with point-kinetics) and with Coupling to S3K for KKL Turbine Trip Test

phase of the transient but after the partial rod

Assessment of TRACE code using ITF and STF Experiments

insertion, none of these models could capture suf-

While an objective of STARS is to achieve com-

prediction of the power reduction during the early

194

ficiently well the power evolution. Regarding the

prehensive TRACE models of the Swiss plants, an

turbine inlet pressure recovery, a certain improve-

equally important target is to continuously assess

ment is seen especially with the finer map2 model,

the code capabilities for simulations of the ther-

showing thus non-negligible interactions between

mal-hydraulic plant behaviour during design and

the predicted core behavior and the plant system

beyond-design basis accidents ([3], [4]). To that

response, indicating in turn that the test consti-

aim, the long-standing active involvement and

tutes a rather tightly coupled core/system transient.

participation of STARS to the OECD/NEA ROSA-2

But in that context, the results illustrate that the

and PKL-2 projects was continued during 2012

implementation of more detailed core neutronic

by finalizing the TRACE analyses of counterpart

methods will not allow improving the accuracy as

tests carried out at both facilities. These tests were

long as the system thermal-hydraulic (T-H) code

designed as SBLOCA with additional system fail-

and associated BOP models are not capturing ade-

ures in order to investigate accident management

quately the physical processes and their response

procedures during core uncovery and specially, the

to the various and inter-related complex control

usage of the core exit temperature (CET) to detect

systems. A further review or updates of the TRACE

core heat-up and to initiate on that basis a manual

BOP models to ensure that these are representa-

secondary-side depressurization. Overall, a good

tive of actual plant systems will thus be a key prior-

agreement of the predicted integral system behav-

ity for enhanced operational transient simulations

iour against plant data was obtained for both

provided that more detailed plant design data

ROSA and PKL, noting that for the latter, the work

becomes available.

was carried out with the integration of an IAEA fel-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

lowship program [5]. For the high-pressure phase

under various conditions. This was done in order to

of the ROSA test, difficulties were nevertheless

ensure that such ITF assessment serves its principal

encountered due to limitations of the choke flow

purpose, namely to derive proper expertise and

as well as off-take models. Concerning detection

guidelines for a) the development of system code

of core heat-up, the relationship between the CET

models for real nuclear power plants; b) the appli-

and the Peak-Clad-Temperature (PCT) predicted

cation of such models to a wide range of postu-

by TRACE for the ROSA test is shown on the left

lated accidents.

hand side of Fig. 3 noting that a CET of 623 K

Regarding the assessment of the TRACE physical

is taken as limit to manually trigger the second-

models and numerical methods using STF experi-

ary side depressurization. Here, two main trends

ments, a study was conducted in 2012 to verify

could be observed. First, in the very initial phase

the code capabilities for void and level swell predic-

of the transient, the measured PCT increases while

tions during blowdown conditions [7]. Such con-

the CET does not change at all and this behav-

ditions, leading to flashing with immediate void

iour is not captured by TRACE. Secondly, one can

formation accompanied by a level swelling of the

see that several model enhancements were neces-

liquid-vapour free interface and a subsequent level

sary in order to capture the appropriate PCT/CET

shrink, can be encountered during BWR steam line

relationship. Most influential was found to be the

breaks, fast depressurization transients or LOCA

modelling of the non-uniform distributions at the

scenarios. Also, level swelling might occur during

upper core plate of the flow cross-section and heat

boil-off conditions, for instance as a consequence

structures area for the selected radial nodalization

of loss-of-cooling capacity in e.g. a spent fuel pool

of the RPV (right hand side of Fig. 3), as this will

[8]. To assess TRACE, the so-called «Level Swell»

in addition to the predicted vapour mass velocity,

tests conducted by General Electric (GE) to inves-

affect the heat transfer to the passive structures

tigate void formation and level swell and shrink

and influence thereby the predicted CET. Finally, it

as well as critical flow during blowdown, were

must be mentioned that the TRACE ROSA nodal-

selected. The «Small Vessel» tests were first ana-

ization results from several years of assessment

lysed and for one of these, the reference results,

covering a total of seven different small and inter-

i.e. obtained with a TRACE axial nodalization

mediate break LOCA tests. In that framework, a

consistent with the pressure line taping distances,

systematic methodology to track the evolution

are shown on the upper plot of Fig. 4. As can be

of the TRACE model was elaborated in order to

seen, a tendency of TRACE to underpredict the

apply a consistent approach for all tests and to

void fraction is observed, particularly for the lower

validate thus, the same underlying physical models

nodes. Several sensitivity analyses were carried in

Figure 3: Assessment of TRACE for SBLOCA Counterpart Tests at ROSA and PKL Integral Effect Test Facilities

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

195

Figure 4: Figure 4: Analysis with TRACE of Level-Swell Tests

and transient conditions for both single-channel and bundle geometries, was conducted with the TRACE system code, the FLICA-4 sub-channel code and the STAR-CD computational fluid dynamics (CFD) code. For the latter, emphasis was given to assess in collaboration with the code developers, the implementation of a new generation boiling model. An overview of the results obtained for single-channel tests is provided on the left hand side of Fig. 5. Principally, it was found that for all investigated geometries, no significant discrepancy against measured data was obtained when considering the cross-section averaged void fractions. However, a tendency for slight over-prediction in the low void fraction range could nevertheless be observed, pointing thus to the need for further enhancements of this new boiling model. Concerning Phase 2, aimed at steady-state and transient DNB predictions for bundle geometries, the analyses were carried out with the 3-D two-phase flow FLICA-4 code which is based on a 4-equation drift-flux approach combined with a turbulent mixing model. The obtained steady-state results are shown in the upper-right plot of Fig. 5, indicating thus an overall good performance of FLICA-4. A tendency for under-predicting the DNB power is an attempt to understand this behaviour. The most

nevertheless observed although this mainly indi-

relevant finding was that adding a heat structure

cates that the code ensures a certain level conser-

to represent the vessel wall heat capacity and the

vatism. In the same context, the various DNB cor-

initially stored energy would allow to better model

relations available in the code, including the W3

heat transfer mechanisms during the transient and

correlation and the Groeneveld ÂŤLook-upÂť table

improve thereby significantly the void predictions

(GLT) were also assessed (see lower-right part of

(see lower plot of Fig. 4). Consequently, additional

Fig. 5). This mainly showed that the W3 correla-

assessment has now been initiated to confirm the

tion a) would tend to produce higher DNB powers

TRACE capabilities for other types of tests (e.g.

than the GLT approach; b) would be more limited

larger vessels, faster depressurisation rates).

in terms of range of applicability since some cases could not be analysed. But all in all, this bench-

Sub-channel modelling and analyses

mark has certainly provided a first confirmation

One objective of STARS is to gradually establish

that FLICA-4 could be a suitable candidate for DNB

through a coupling with the 3-D core simulators,

predictions of the Swiss PWRs although further

the capability for critical-heat-flux (CHF) predic-

validation remains necessary, specially in order to

tions during normal operation as well as under

address the difficulty of the code to predict ther-

transient/accident conditions. As first step in that

mal mixing around spacers.

direction, the project participated in recent years

196

to the OECD/NRC PWR subchannel and bundle

Lattice physics with Monte-Carlo codes

tests (PSBT) Benchmark aimed at assessing the

One principal purpose of lattice physics codes is to

capabilities of T-H codes to predict void distribu-

produce the few-group homogenised nuclear data,

tions and departure from nucleate boiling (DNB)

hereinafter referred to as XS data, for the down-

on the basis of experimental data measured in

stream 3-D steady-state/transient core simulators.

a full-scale prototypical PWR rod bundles at the

In that framework, the intention of STARS remains

NUPEC test facility ([9], [10], [11]). In this con-

to use principally the deterministic 2-D lattice

text, participation to the first phase of the bench-

transport code CASMO-4 (C4) as well as its suc-

mark on void predictions during steady-state

cessor CASMO-5M (C5), not only for production

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

calculations for the Swiss reactors but also for vari-

of MC codes for production calculations might

ous types of design and optimization ([12], [13])

indeed be prohibitive computational costs. Sec-

or method development/assessment [14] studies.

ondly, the assessment for reflector segments was

However, Monte-Carlo (MC) stochastic transport

also initiated with as central objective to also verify

codes are nowadays also being developed for this

the performance of the methodology employed by

purpose. These codes usually rely on continuous-

deterministic code systems such as CASMO/SIMU-

energy neutron data libraries and offer greater

LATE and as function of reflector design. There-

geometrical modelling flexibility, reducing thereby

fore, conventional GII baffle/barrel (BB) reflector

the need for simplifications and/or approximations

concepts as well as advanced GIII/III+ heavy reflec-

inherent to deterministic methods. In that con-

tor (HR) designs were included in the study. For

text, the SERPENT MC code, under development

the latter, opportunity was also taken to assess

by the Finnish VTT research institute, was specifi-

through SERPENT, the impact of using a homoge-

cally designed for XS data preparation. Therefore,

neous modelling approach (HR4), as necessary in

it was considered appropriate to introduce it in

C5M, versus a reference explicit heterogeneous

STARS as a potentially complementary tool to C4/

representation (HRR). To summarise, it was found

C5 and a preliminary assessment of its capabili-

that both codes predict a similar reflector saving

ties for XS data preparation was initiated during

(around 4500 pcm) of GIII designs compared to

2012. To start, a comparison against C5 as well as

GII concepts. Concerning the XS data, an agree-

MCNPX reference solutions was carried out for a

ment within 10% was obtained for both diffusion

PWR nuclear fuel lattice representative of designs

coefficients as well as ADFs although for the latter,

employed in the Swiss reactors [15]. Without con-

a tendency for larger differences was observed for

sidering burnup at this stage, the results illustrated

the GII design. For the cross-sections, the com-

in the upper part of Fig. 6 show rather small dif-

parison is illustrated on the lower-part of Fig. 6

ferences both for crosssections as well as assem-

showing thus a good agreement for the GII design

bly-discontinuity-factors (ADFs). As can be further

while a deterioration is seen for the GIII design.

seen, the agreement only slightly deteriorates

Specially, the fast-to-thermal removal cross-section

when reducing the number of neutron histories

is seen to be underpredicted by C5 and this effect

to ~ 105. This is important since a major drawback

becomes more pronounced if a comparison to an

Figure 5: Modeling and Analysis of OECD/NEA PWR PSBT Void and DNB Benchmark with CFD (STAR-CD) and SubChannel (FLICA-4) Codes

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

197

explicit heterogeneous model is made, indicating

observed. Hence, using the same methodology as

that for advanced GIII designs, the homogeneous

validated so far for global stability, i.e. without any

approach used by C5M will tend to overpredict

modifications neither to the computational route

the backscattering of neutrons into the active

nor to the modelling options, the analysis of this

core zone. Finally, it must be underlined that for

test was carried out. All in all, it was found that

all nuclear data and configurations, the statistical

S3K would predict rather well the dynamical reac-

error of SERPENT would be less than 0.5% and

tor behaviour including the excitation of the out-

would converge rapidly i.e. even if a much smaller

of-phase mode with rotation and oscillation of the

number of histories than a finer reference case

symmetry line. Furthermore, a detailed analysis of

would be applied.

the predicted LPRM signals showed that the two out-of-phase oscillation modes, associated to the

Validation of BWR stability methodology for out-of-phase oscillations

simultaneously excited with oscillations growing

The new PSI BWR stability analysis methodology

to a limit cycle with a ~ 40% amplitude around

based on S3K and developed in recent years [1]

the steady-state value. In addition, the S3K results

has so far not been validated for regional instabil-

indicated that it is the superposition of these two

first and second azimuthal neutronic modes, were

ity i.e. for out-of-phase oscillations. This type of

modes that will make the symmetry line oscillate

instability mode constitutes a greater safety con-

or rotate, depending on the dominance of one of

cern since it can not be easily detected solely by

these two modes. With only one dominant mode,

global average neutron flux monitors and it is also

the superposition of the two azimuthal modes will

known to be more challenging for system code

produce an oscillatory behaviour around the axis

simulations because of the more complex underly-

of the dominant mode. On the other hand, with

ing dynamical behaviour. For this reason, it was

a comparable strength between the two modes,

considered appropriate to start during 2012, the

a superposition of the two azimuthal modes will

validation of the S3K methodology for regional

result in a rotational behaviour of the symmetry

stability and to that aim, one of the KKL cycle 07

line with no favourite direction. A summary of

stability tests was selected. During this specific test,

these findings is given in Fig. 7. On the upper-

not only an out-of-phase oscillation mode but also

left plot, the symmetry lines for the two azimuthal

an azimuthal rotation of the symmetry line, were

modes are illustrated while the upper-right plot shows the calculated neutron fluxes at selected

Figure 6: Assessment of SERPENT for LWR Nuclear Data Preparation

LPRM locations for a 300 s time interval of the test. On the lower plots, snapshots of the 2-D power distribution and its evolution as function of the LPRM dominance ratios are shown. As can be seen, in a first stage, the symmetry line is located around the NE-SW direction but as the dominance ratio approaches one, a rotational pattern of the symmetry line gradually develops. Hence both qualitatively and quantitatively, the S3K methodology is able to reproduce the complex core behaviour that occurred during this test, noting however that the resonance frequency was found to be slightly over-predicted.

Estabslishment of complementary capability for 3-D reactor kinetics Although S3K will remain the principal solver for either stand-alone coupled neutronics/thermalhydraulics 3-D core simulations or as kinetic solver for coupled core/plant transient simulation with TRACE, it was considered adequate and useful to establish a complementary 3-D kinetics capability based on the PARCS code. Among other things,

198

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 7: Figure 7: Modeling and Analysis with SIMULATE-3K of KKL Cycle 07 Regional Stability Test

PARCS is currently the standard kinetic solver

absorption cross-section is treated separately. A

available in TRACE and also includes different neu-

third limitation is that the number of burnup steps

tronic models compared to S3K (e.g. multi-group

in branch calculations must be the same for dif-

diffusion) providing thereby the opportunity to

ferent histories, something that is not necessarily

benchmark, when considered as appropriate, S3K

the case with the S3C structure. All of these points

or coupled TRACE/S3K results. For this reason, a

were therefore notified to the code developers

semester/master project was initiated during 2012

which have initiated efforts to enhance GenPMAX

with as first objective to develop a methodol-

for applications with standard CASMO LWR cal-

ogy to initialise the PARCS core models using as

culations, something that was hence not the case

basis, the same few-group XS data produced by

up to now. In parallel to this, it was nevertheless

the upstream CASMO-4/5 transport calculations

considered necessary to verify the PARCS results

[16]. In that framework, the GenPMAX module

when using as basis, at least simplified XS data

designed for the transfer to PARCS of XS data pro-

structures. To that aim and selecting a PWR core

duced by lattice codes such as e.g. CASMO, was

model as starting point, simplified CASMO models

implemented and tested. To start, a verification

were thus used to initialise both a SIMULATE-3

of the compatibility between the PMAX library

and a PARCS 3-D core model. At this stage, only

produced by GenPMAX and the CASMO results

comparisons for a BOL fresh-fuel core at hot-zero-

was conducted. This was confirmed to be the case

power (HZP) were made in order to eliminate the

when using a simplified structure for the XS data

impact from burnup as well as well as from ther-

matrix produced by CASMO via base depletion

mal-hydraulics. The results, illustrated on the lower

and branch calculations. However, when apply-

part of Fig. 8, show a rather good agreement in

ing the standard base/branch structure used for

terms of 2-D radial power distribution except at

the Swiss core models and referred to as the S3C

the core periphery where different reflector meth-

matrix, several deficiencies were identified. For

odologies might however be the primary cause.

instance, very large reactivity errors (around 2000

But overall, this level of agreement provides con-

pcm) were encountered for certain combinations

fidence that the GenPMAX/PARCS methodology

of state variables. This was found to be caused

should also produce correct results for more com-

by the inability of GenPMAX to map the XS data

plex configurations once the above mentioned

when more than two instantaneous variables are

updates have been correctly implemented. Before

simultaneously perturbed, something that will

that, further assessment will be necessary specially

constitute a limitation of PARCS when simulat-

for BWR analyses.

ing transients with non-negligible effects from coupled feedback terms. Large discrepancies were also found when the Xe/Sm contribution to the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

199

Modelling and analysis of fuel rod behaviour during LOCA

sure occurred during the cool down test phase.

A central activity of STARS with regards to fuel

tigate the reasons for this behavior and on that

behavior is to improve the modeling of complex

basis, to attempt drawing the necessary lessons for

thermo-mechanical phenomena for base irradia-

the design of the second test, IFA-650.13, which

tion as well as for major types of transient/acci-

was also completed during the year. The investiga-

Hence, during 2012, a major activity was to inves-

dents such as Reactivity-Initiated-Accidents [17] or

tions were focused on assessing the hypothesis of

LOCAs and involving primarily UO2 but also other

a-thermal fission gas release (FGR) from HBU fuel

types of fuel design such as MOX ([18], [19]). Spe-

during the test as this could constitute a safety-

cially for enhanced LOCA fuel safety criteria, the

significant finding if experimentally confirmed and

project has been and continues to be highly active

theoretically justified. First, an assumption was

in experimental tests such as those conducted at

made that the measured gas pressure could per-

the JAEA NSSR facility [20] but also and specially

haps be explained by a high fraction of the free rod

at the Halden reactor. For the latter, activities in

volume distribution along the high-temperature

recent years were focused around the design and

fuel stack. However, this assumption was ruled out

analyses, using FALCON coupled to GRSW-A, of

based on a FALCON calculation showing that such

two LOCA tests with high burnup (HBU) fuel sam-

level of pressure could not be reached even under

ples from the KKL reactor. The first test, namely

the most conservative assumption, namely when

IFA-650.12, was successfully conducted following

assuming that the entire free volume would solely

the PSI design specifications but a clad rupture

consist of the voids within the active fuel stack.

caused by an unforeseen level of rod internal pres-

Secondly, an alternative method was designed and used to estimate the FGR during the test in question. This method can be referred to as ÂŤquasi-punctur-

Figure 8: Establishment and Verification of Methodology for PARCS Core Modeling of the Swiss Reactors

ingÂť because the principle is the same as in corresponding experimental techniques widely used in hot laboratories. Basically, the method consists in using available data for gas pressure and free volume at two time points, namely at the beginning of the heat-up phase and just before the cladding rupture. The free volume at the latter time-point was inferred from the measured cladding deformation after the test and additional assumptions were made regarding the probable gas temperature distribution in the free volume based on available thermometry data. This alternative method resulted in an estimated FGR amount quite close to the one obtained from a FALCON-based numerical fitting of the calculated pressure dynamics to the measured one, assuming different values of the a-thermal FGR in the rod. In fact, both methods converged to a FGR quantity amounting to around 60 cc@STP. As next step, a base irradiation of the full-scale mother rod used for refabrication of the tested sample was carried out with FALCON coupled with the GRSW-A model. The objective was to evaluate the distribution of the retained gas in the fuel sections subject to the LOCA tests. Specifically, the gas retained by the large inter-granular pores formed in the pellet centre and rim during the base irradiation as well as the gas released by the HBS in the pellet rim but trapped in the closed gap due to the tight pellet-cladding bonding, were considered as likely contributors to FGR during the

200

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 9:

LOCA tests. The values of these parameters cal-

Calculated Characteristics of Gas Retention in Segment C of KKL Fuel Rod AEB072-E4 versus Filling Gas Quantity in Re-Fabricated Rods used for the Halden LOCA Tests

culated for both tested sections after base irradiation, are presented in Fig. 9. As can be seen in that figure, the estimated total quantity of retained gas available for transient a-thermal FGR was found to be comparable to the filling gas for the IFA-650.12 test. Hence, its release could have been the cause for the drastic up-swing of the measured pressure during the test. Obviously, the impact of such phenomenon on fuel behavior during LOCAs might thus be significant. Therefore, the extension of models available for predictive analyses of effects from pellet-cladding bonding, fragmentation and transient a-thermal FGR, was recently proposed as a PhD project in order to complement further the design and analyses of Halden LOCA tests.

Assessment of fuel performance codes for PCI/PCMI failures

stress-relaxation from power holding). The STARS

During reactor start-up and/or operation manoeu-

project is participating to this program with the

vres involving power ramps, nuclear fuel rods are

objective to enhance FALCON for PCI/PCMI model-

vulnerable to failures from Pellet-Clad-Mechani-

ling and specially to assess the codeâ&#x20AC;&#x2DC;s capabilities

cal-Interactions (PCMI) caused by pellet expan-

for clad failure predictions. During 2012, analyses

sion combined with cladding stresses. Three main

with FALCON coupled to GRSW-A were thus con-

failure modes can take place, namely Pellet-Clad-

ducted for 8 BWR rods subject to various types of

Interaction (PCI) resulting from Stress-Corrosion-

ramps (see upper table of Fig. 10). On this basis,

Cracking (SCC), Hydrogen embrittlement and

a validation of the capabilities to predict residual

delayed-Hydrogen-Cracking. Therefore, the

strains after the ramps was first carried out. This

OECD/NEA SCIP-II program was recently launched

is illustrated in the lower-left plot of Fig. 10 where

to address among other things, PCI/PCMI failure

the FALCON results are compared to experimen-

mechanisms during various types of power ramps

tal data for one of the BWR rod (xM3). Here, one

(e.g. single ramps as well as stepwise ramps with

can note the significant improvement obtained

Figure 10: Modeling and Analysis with FALCON/GRSW-A of SCIP-II BWR Ramps (Results for xM Rod Series)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

201

with the GRSW-A model compared to the nomi-

relevant effects from the ramp dynamics when esti-

nal FALCON ESCORE approach. Thereafter, the

mating failure probabilities. For this reason, these

Cumulative-Damage-Index (CDI) method available

validation efforts are now being continued using

in FALCON and established by EPRI to estimate

not only SCIP-II data but also other experimental

failure probability as function of peak hoop stress

tests available from e.g. the IAEA FUMEX program

was applied. As can be seen in the lower-right plot

[21] in order to understand better the capabilities

of Fig. 10 showing the obtained results for the xM

of the CDI method and to indentify eventual areas

rod series, the CDI method predicts a very high

of enhancements for applicability to a wider range

failure probability for all three rods while this was

of power ramps.

not the case experimentally since only the xM1 and xM2 rods failed. This indicates that the CDI

Multi-physics and coupling methodologies

method did not capture the correct failure prob-

One central mission of STARS is to develop multi-

ability pattern between the various rods. When

scale and multi-physics computational method-

considering that the three rods were subject to

ologies to improve the space-time resolution

different types of ramps, an attempt was made to

of models applied for transient/accident safety

include the clad relaxation from power holding on

evaluations. During 2012, emphasis was given

the CDI predictions. More precisely, by taking into

to develop and assess enhanced temporal cou-

account the stress drop during ramp hold instead

pling schemes for TRACE/S3K (TS3K) simulations

of solely applying the peak hoop stress in the CDI

([22], [23]) and as part of the participation to

correlation, an improved and correct discrimina-

the EU NURISP project ([24], [25]). For TS3K, the

tion of failure versus non-failure was achieved with

particular intention was to establish complemen-

a reduction of the failure probability for the xM3

tary schemes that would allow for more efficient

rod to around 5% (see lower-right plot of Fig. 10).

simulations when large detailed core models are

Although this finding must be considered with

necessary or when very long transients are to be

care since this implies a deviation from the nominal

analysed. The nominal TS3K temporal scheme is

range of application of the CDI method, it certainly

indeed based on an explicit operator-splitting (OS)

illustrates that the latter might not account for all

method which requires very small time-step sizes in order to ensure numerical stability and convergence of the coupled simulation. To overcome this,

Figure 11: Evaluation of Enhanced Temporal Coupling Schemes for TRACE/S3K Analyses

two enhanced temporal coupling schemes were established, namely 1) a time-projected power (TPP) method; 2) a predictor-corrector approach to advance the thermal-hydraulic solution (PCTH). For both schemes, the objective was to achieve a given accuracy target using larger time-step sizes than with the explicit OS method. Also, an adaptive time-step algorithm (ATS) applicable to all coupling schemes was developed. The ATS is based on adapting the time-step sizes by tracking the fastest dynamical scales of the main physical variables (e.g. power, T-H feedback quantities) and to optimise thereby, the trade-off between accuracy and CPU cost. To assess these developments, both a neutronic driven transient such as the PWR RodEjection-Accident (REA) and a T-H driven transient such as the BWR turbine trip, were analysed. For the REA case, some of the achieved results are illustrated on the top part of Fig. 11. There, the power peak error as function of time-step size is compared between the TPP approach (using two variants of the weighting factor Îł applied to the temporal projection of the power, the PCTH scheme and the conventional OS method. Clearly,

202

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 12: Development and Assessment of Nuclear Data UQ Methodology for CASMO-5M Code

one can observe that the time-step needed to

Uncertainty analysis

achieve an error below 1% by the PCTH is more

As STARS aims at developing safety-related com-

than three times smaller than with the OS. Regard-

putational methodologies using best-estimate

ing the turbine trip transient, some of the results

codes, one important complementary activity is

obtained with the various schemes and with imple-

to establish advanced and reliable methods to

mentation of the ATS, are illustrated in the lower

quantify the uncertainties associated with the

part of Fig. 11. There, the relation between power

simulation results. In that framework, a capability

peak error and computational speed-up (achieved

for uncertainty quantification (UQ) with respect

through a variation of a ÂŤsafety factorÂť in the ATS

to nuclear data was in recent years developed

that limits the maximum fractional change of any

for the CASMO-5M lattice transport code (see

state variable between two consecutive time-steps)

left part of Fig. 12). The guiding principle was to

is shown along with the 1% error and 20 times

implement two complementary non-intrusive UQ

speed-up lines, noting that the lower right quad-

techniques in a special PSI code version referred

rant constitutes thus the optimal region. A first

to as CASMO-5MX: 1) direct perturbation (DP)

observation is that even with the slowest speed-up,

and 2) stochastic sampling (SS). During 2012, a

the conventional OS method fails in reducing the

benchmarking of these techniques for UQ related

power peak error below 1%. In contrast, with the

to cross-sections was completed through partici-

ATS applied to the TPP or PTCH schemes, a speed-

pation to the OECD/NEA UAM Phase 1 bench-

up factor of 20 can be achieved while maintain-

mark. More precisely, solutions for BWR and PWR

ing a high accuracy. Therefore, when combined

pin-cell as well as assembly models at both HZP

together, the new schemes and the ATS allow

and hot-full-power (HFP) Beginning-of-Life (BOL)

reducing the error to levels where numerical diffu-

conditions were finalised. Among other things,

sion becomes non-negligible, if not predominant.

uncertainty estimations of the reactivity (k-inf) as

However, along that these new approaches will

well as 1-group collapsed cross-sections for various

be assessed for other types of transients, further

nuclides and reactions were estimated with both

studies will also be needed to address, among

the DP and the SS techniques, indicating a close

other things, if an optimal safety-factor for the

agreement between both methods as well as to

ATS algorithm can be estimated. Also, studies will

independent solutions provided by other partici-

be conducted regarding the development of alter-

pants. Also, a breakdown of the k-inf uncertainty

native coupling approaches and/or parallelization

allowed to assess the most influential parameters

capabilities.

and to study in that context, the impact of the perturbation group structure. This is illustrated in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

203

the upper-right part of Fig. 12 showing for the

International Cooperation

BWR HZP pin-cell case, a ranking of the variance contributions as well as the cumulative variance

At the international level, the project collabo-

aimed at delimiting the most influential parame-

rates with international organisations (OECD/

ters (e.g. representing more than 99% of the total

NEA, IAEA) principally as part of working/expert

k-inf uncertainty). Principally, for UO2 fuel, it could

groups as well as through international research

thus be observed that the most important con-

programs and benchmarks. The project also col-

tributors to k-inf uncertainty are 238U capture, 235U

laborates with other research organisations, on the

U capture. And similarly,

one hand through e.g. EU 7th FP NURISP project

U inelastic

and on the other hand, through bilateral coop-

neutrons per fission and

235

uncertainty breakdown showed that

238

scattering would account for well over 50% of the

eration e.g. GRS, CEA, KTH, Michigan University.

U absorption cross-section. Based on

An active cooperation with the Finnish regula-

these types of investigations, the estimated uncer-

tory body STUK as well as with the AREVA plant

tainties could also be compared between different

vendor is also carried out for safety evaluations

fuel designs (e.g. UO2 vs. MOX) or LWR type (BWR

related to the GIII/GIII+ EPR and Kerena reactors

vs. PWR) as illustrated in the lower-right part of Fig.

respectively. Finally, close cooperation with code

12 where for a given quantity, the ratio between

developers and/or providers is necessary and con-

the PWR versus the BWR uncertainty is shown. As

ducted principally with US NRC (TRACE), Studsvik

can be seen, the BWR k-inf uncertainty tends to

Scandpower (CASMO/SIMULATE-3/SIMULATE-3K)

be larger, especially at HFP conditions when spec-

and EPRI/ANATECH (FALCON).

1-group

238

trum hardening increases substantially the contribution from 238U fission cross-section uncertainties. As next step, UQ for fuel depletion will be aimed at, including thus propagation of fission yield and

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

decay data uncertainties. As well, the relative effect of nuclear data versus design/geometrical

During 2012, despite a shift in priorities due to

uncertainties on depletion uncertainties will in that

changes in resource situation, several key objec-

framework also be studied.

tives could be achieved. Among other things, scientific support to ENSI could be provided and on

National Cooperation

the research side, progress was reached in many activities with two main characteristics. On the one hand, participation to several OECD/NEA bench-

To carry out its research and scientific support

mark programs and/or benchmark phases was

activities, the STARS project collaborates with

finalised. On the other hand, along the develop-

ENSI as well as with swissnuclear and NAGRA for

ment and validation of methodologies using ref-

operational and waste management issues. The

erence codes for the Swiss reactors, efforts were

project also collaborates with other laboratories

initiated to integrate complementary computation

at PSI, among which the Laboratory for Thermal-

methods in order to further strengthen the pro-

Hydraulics (LTH), the Laboratory for Energy Sys-

ject capabilities for comprehensive state-of-the-art

tems Analysis (LEA) and the Laboratory for Nu-

steady-state and safety analyses. Some deviations

clear Materials (LNM) can be mentioned. Finally,

to the initially planned targets were neverthe-

the project is also collaborating with the Swiss fed-

less encountered. For instance, the development

eral polytechnic institutes ETHZ/EPFL for the elabo-

of uncertainty quantification methods related to

ration and supervision of relevant MSc and/or PhD

physical models of thermal-hydraulic system codes

theses as well as for the realisation of courses for

did not materialize in concrete progress due to

the Nuclear Engineering Master Program including

the lack of resources. Also, an assessment of the

the ÂŤNuclear Computation LaboratoryÂť course on

BWR core stability analysis methodology for the

reactor simulations.

OECD/NEA Oskarshamn stability benchmark was not started because of a delay by the organizers to provide final specifications. Finally, the validation of fuel performance codes for the modelling of clad lift-off phenomena at high-burnup has not yet been launched because higher priority was given

204

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

to the interpretation and design of LOCA experi-

entific support and research programs are currently

mental tests. All these activities remain key targets

being finalised. And in line with these programs,

for the next phase of the STARS collaboration with

the main objectives for 2013 are as follows.

ENSI which will start in 2013 and for which the sci-

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

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206

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

PASSPORT Methodology for the analysis of safety system performance in relation to coupled plant system and containment processes

Author und Co-author(s)

C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, B. Niceno, H. Ferroukhi, H.- M. Prasser

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

CH-5232 Villigen PSI

Tel., E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 4062, Hakim.Ferroukhi@psi.ch

Duration of project

January 1, 2010 to December 31, 2013

http://stars.web.psi.ch

ABSTRACT

and systematic comparison of GOTHIC and

The PASSPORT project aims at the develop- TRACE on the simulation of different PANDA ment and validation of a novel computational

experiments (integral test ISP-42 and B-tests),

methodology for the performance assessment

a good understanding of the capabilities and

of LWR safety systems during design-basis acci-

limitations of the codes GOTHIC and TRACE

dents and beyond-design-basis accidents. The

has been established and thus hinted at the

primary objective of the novel methodology

potential complementarities of the two in a

under development is in fact to provide more

coupled configuration.

accurate predictions of a nuclear power plant

Finally, a large part of 2012 has been spent

by coupling 1-D simulations of the primary

on implementing and testing the coupling

system components (handled by TRACE) with

between TRACE and GOTHIC. The coupling

typical 3-D phenomena occurring in contain-

implements a mass and energy transfer at the

ment compartments (better captured by the

interface of the respective simulation domains

dedicated code GOTHIC).

of the two codes. The coupling allows the

During 2012, a review of existing experimental

two-phase mixture as well as non-condensable

facilities and programs on passive cooling sys-

gases to flow from the domain of one code into

tems suitable for the assessment of the TRACE

the domain of the other at an arbitrary num-

and GOTHIC codes in stand-alone and coupled

ber of coupling points. Each code treats the

mode was completed. The PANDA large-scale

coupling points essentially as boundary condi-

facility, built and operated at PSI, was con-

tions that are continuously updated based on

firmed as the premiere source of data for the

data provided by the other code. This principle

assessment of the tools and models developed

minimizes the ingress that has to be made into

in PASSPORT in view of the availability of inte-

the codes as the implementation is restricted

gral test experiments challenging the interac-

to the boundary conditions without modifying

tion of containment phenomena with primary

the actual equation solvers of the codes.

system behaviour. Thus, through a detailed

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

207

Project goals

the acquired capabilities and range of applicability. For 2012, the specific objectives of the project

The PASSPORT project was launched as a joint research activity between ENSI and the Paul Scher-

were as follows: Literature survey of available experimental data

rer Institut (PSI) and involves a technical collabora-

for validation of the coupled code.

tion between the STARS project at the Laboratory

Develop an integral model of the PANDA facil-

for Reactor Physics and System Behaviour (LRS) and

ity with GOTHIC, for applications to the ISP-42

the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH). The

experiments.

PASSPORT activities aim at the development and

Develop and implement a coupling between

validation of a novel computational methodology

the system code TRACE and containment code

for the performance assessment of LWR safety sys-

GOTHIC.

tems during design-basis-accidents and beyond-

Verification of the coupling for selected simpli-

design-basis accidents. One foreseen advantage of

fied test cases.

this methodology is to allow for a more advanced

This report presents the status and progress

modelling and thereby more accurate simulations

achieved during 2012 in relation to the above

of accidents involving weak to strong interactions

objectives and outlines the perspectives for 2013.

between the primary coolant circuit and the containment. As this might be relevant not only for safety analyses of current operating Gen-II reactor types but also in order to bring forward the state-

Work carried out and results obtained

of-the-art in this area for the analysis of Gen-III/ systems, the underlying principle is to achieve a

Survey of available experiments for validation of the coupled code

comprehensive and generic methodology for a

The planned literature survey of available experi-

III+ concepts, especially those relying on passive

wide range of applications. Thus, one first objec-

mental data has been conducted [1], providing a

tive is to develop a mass, momentum and energy

description of the relevant coupled phenomena

coupling scheme between the best-estimate state-

between primary system and containment, and of

of-the-art codes TRACE for 1-D system analysis

the available experimental facilities as well as of

and GOTHIC for 3-D containment behaviour. The

related experimental programs performed.

second and complementary objective is to validate

The report identifies the PANDA facility at PSI [5] as

this methodology on the basis of available integral

the primary and most adequate source of assess-

and/or separate testeffects experiments with spe-

ment. In this respect, the ISP-42 integral test series

cial emphasis on tests where interactions between

â&#x20AC;&#x201C; investigating typical passive safety system operat-

primary coolant/containment systems are mainly

ing modes of a general interest for Light Water

driven by physical phenomena. These types of tests

Reactor (LWR) and Advanced Light Water Reactor

would indeed be the most challenging ones for

(ALWR) containments â&#x20AC;&#x201C; is considered a suitable

the methodology and therefore, simulating these

validation option. Interactions between primary

accurately would provide stronger confidence in

reactor system and containment have been found

PCC 1

PCC 2 PCC 3 PCC 3 feed line

PCC 3

PCC 2 feed line

PCC 2

PCC 1 feed line

Figure 1: Panda facility: Vessel layout (a) and configuration for phase b of ISP-42 (b)

GDCS Pool

GDCS

DW 1 Drywell 1

Drywell 2

DW 2 MSL 2 RPV

MSL 1

RPV

208

PCC 3 vent line

WW 2 PCC 2 vent line

Wetwell 1 Wetwell 2

PCC 1 vent line

WW 1

VB 2 GDCS drain line

VB 1

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

in the ISP-42 Phase B, including the activation of

the sumps, which is known to be an influential

the passive emergency core cooling system GDCS

factor in the formation of precipitates contributing

(Gravity Driven Cooling System), and the effects

to sump screen clogging [11]. One should however

of the discharge of subcooled water into the RPV

acknowledge that this is not a standard application

(Reactor Pressure Vessel). Figure 1 shows a 3-D

of GOTHIC, and appropriate preliminary assess-

sketch of the PANDA facility and the configuration

ment of the code would be needed.

used for Phase B of ISP-42. Phenomena like the suppression of boiling following GDCS water injec-

Pre-studies on the PANDA facility

tion, the interaction of the interruption in steam

Pre-studies on the PANDA facility were carried out

production with the PCCS (Passive Containment

with stand-alone calculational models developed

Cooling System) operation and the final resump-

with TRACE and GOTHIC, with the objective of

tion of boiling in the RPV have been highlighted as

comparing the capabilities of the two codes in sim-

suitable figures of merit for the assessment of the

ulating one typical cooling system. A study regard-

coupled code.

ing the modelling of heat transfer in the Isolation

One typical situation for a passive cooling sys-

Condenser (IC) and in the Passive Containment

tem where the need of a coupled code is clearly

Condenser (PCC) was conducted [2]. The simula-

identified is in the transition phase between the

tions were assessed using experimental data from

late primary pressure blowdown and the GDCS

the PANDA B-tests (IPSS «Innovative Passive Safety

injection during a LOCA (Loss Of Coolant Acci-

Systems» project) [12].

dent) accidental sequence, when GDCS injection

IC systems are typically designed to provide cooling

is passively triggered due to hydrostatic head. It

to a Boiling Water Reactor (BWR) core following

has however been noticed that «the PANDA facil-

isolation from the primary heat sink. Steam rises

ity is not designed for assessing GDCS injection

from the RPV to the IC heat exchanger submerged

into the vessel» [6]. For that reason, attention has

in an elevated pool; gravity drives the condensate

been focused on other experimental programs

back to the RPV, preventing core uncovering. PCC

available worldwide, selecting the PUMA facility

systems are instead fed by a steam-air (steam-

(US NRC, Purdue University, West Lafayette, IN,

nitrogen) mixture from the drywell, following an

USA) [7] as an interesting counterpart of PANDA.

accident where the RPV is depressurized. Perfor-

Moreover, with respect to the recent studies on the

mance of the PCCS in presence of light gas (hydro-

SMR (Small Modular Reactor) concepts – as they

gen, simulated by helium) must be considered to

typically feature a small high-pressure containment

account for postulated accidents with core heat-up

which, coupled to the RPV, directly intervenes in

and fuel cladding oxidation. The study showed that

the accident mitigation – a good validation target

both codes were generally able to achieve good

has been identified in the International Collabora-

agreement with experiments but certain weak-

tive Standard Problem (ICSP) currently on-going in

nesses and possible improvements were identified.

the OSU-MASLWR experimental facility (Oregon

Stand-alone simulation with GOTHIC of experi-

State University, Corvallis, OR, USA) [8].

ments investigating the IC system performance

Finally, possible applications of a containment/

confirmed the capability of the code to capture

system coupled code to operating Gen-II LWRs

specific primary system phenomena (natural

have been identified. Interactions between the pri-

circulation in a closed two-phase loop and con-

mary system and the containment can be pointed

densation of pure steam in vertical tubes). Slight

out especially during the late stage of the LOCA,

underprediction of the condenser performance

where the pressure difference is sufficiently small

has been observed (Table 1).

and the influence of the pressure in the con-

The GOTHIC model generally predicts the overall

tainment is affecting the mass loss through the

performance of the PCC better than the TRACE

break [9][10]. Another potential benefit from the

code (Table 2) even though the general trends

GOTHIC solution in the coupled code could be a

are well predicted by both codes (see the heat

more accurate estimate of the local temperature of

transfer efficiency as function of non-condensi-

the condensate accumulating in the recirculation

bles content and pressure in Figure 3).

sumps. This could help better investigating sump

The pool-boiling model of TRACE (based on the

clogging safety issue during the long term cool-

Gorenflo correlation [13]) performs better than

ing phase following a LOCA, by more accurately

the model of GOTHIC (based on the Chen cor-

determining the evolution of the temperature in

relation [14]) (Figure 2).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

209

Experiment Test B1 B2 B3

GOTHIC code

RELAP5 code [12]

P [bar]

Qel [kW]

Flow [kg/s]

P [bar]

error

P [bar]

error

3.04 6.16 8.98

480.4 1036.8 1371.0

0.222 0.497 0.675

3.22 6.94 10.38

6.1% 12.7% 15.6%

3.20 6.98 11.0

5.3% 13.3% 22.5%

Table 1: Gothic predictions on pure steam tests (b1, b2 and b3), compared with experiments and previous analyses using relap5 code [12].

Figure 2:

(a)

Trace and gothic results on the boiling curve, compared with experiments (a) and respective pool boiling models (b).

(b)

Condenser efficiency Test

Description

Experimental

GOTHIC

TRACE

RELAP5 [12]

B4 B5 B6 B7 B8 B9 B10 B11 B12 B13 B14 B15

3 bar – 1 g/s air 3 bar – 3 g/s air 3 bar – 28 g/s air 6 bar – 1 g/s air 6 bar – 3 g/s air 6 bar – 28 g/s air 9 bar – 1 g/s air 9 bar – 3 g/s air 9 bar – 28 g/s air 9 bar – 0.137 g/s helium 9 bar – 0.41 g/s helium 9 bar – 3.87 g/s helium

94.9% 89.6% 56.7% 97.5% 93.2% 74.0% 97.0% 93.4% 88.1% 94.3% 89.8% 76.4%

85.0% 78.3% 54.7% 85.9% 81.4% 65.3% 87.4% 84.7% 70.5% 90.2% 88.3% 77.7%

67.3% 64.0% 52.6% 75.9% 72.7% 57.3% 83.1% 79.1% 66.9% 90.5% 88.3% 78.2%

85.0% 84.0% 74.0% 84.0% 81.0% 78.0% 78.0% 77.0% 70.0% 80.0% 79.0% 75.0%

Table 2: Comparison between predictions on steam-air (and steam-helium) mixture tests (b4 through b15).

Figure 3: Experimental efficiency degradation curves compared to gothic (a) and trace (b) predictions.

210

(a)

(b)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 4:

(a)

(b)

A more detailed study of the TRACE model was

sensitive to small variations in the initial air concen-

published as well and investigated certain com-

tration in the Drywell (DW) (Figure 4) and that this

plex flow patterns in the PCCS [3]. In particular, it

effect is probably physical rather than an artefact

has been demonstrated that light non-condens-

of the TRACE code.

Experimental and simulated pressure evolution during phase b of the ISP-42 experiment with 1 kpa (a) and 10 kpa (b) of initial air partial pressure in the dw.

able gases, such as helium and hydrogen, tend exchanger with reversed flow in some pipes (this

Development of an integral model of PANDA with GOTHIC

flow pattern was also indicated by past experi-

In 2012 a stand-alone integral model of PANDA

to cause a circulating flow pattern in the heat

ments in PANDA).

(RPV included) was developed for GOTHIC. The

Another prestudy evaluated the possibility of mod-

nodalization scheme is shown in Figure 5. A

elling the PANDA facility with the TRACE code

detailed 3-D nodalization was prepared for the

alone [4]. Phases A (PCCS start-up) and Phase B

two drywells and relative Interconnecting Pipe (IP)

(GDCS discharge) of the ISP-42 experiment were

(Figure 6-A). The mesh for each DW (Vol. 4s and

simulated. The results were generally satisfactory,

6s) consists of 1584 cells respectively, obtained

showing that the TRACE code is able to reproduce

with 72 crosssectional subdivisions (8 x 9) and 22

experimental data about as well as other system

axial levels. The actual geometry of the two DWs

codes. It was shown, however, that the simulation

and the IP was simulated, reproducing the curvi-

results of the ISP-42 Phase B experiment are highly

linear profile of the surfaces.

Figure 5: Environment

PCC 1

Drywell 1

PCC 2

GDCS Pool

C ontrol volumes : 1,2 3s 4s,6s 5s 7,8 9s,10s,11s 12s,13s,14s 15s,16s,17s 18,19,20 21,22,23,24,25 26s,27s,28s 29 30s 31,32 33

PCC 3

Drywell 2

RPV

Wetwell 1

MSLs (Main Steam Lines) RPV (2D) Drywell 1,2 (3D) DW IP (Interconnecting Pipe) (3D) WW connection pipes PCC 1,2,3 upper headers (1D) PCC 1,2,3 tubes (1D) PCC 1,2,3 lower headers (1D) PCC vent lines PCC drain lines PCC 1,2,3 pools (2D) Environment with steam plume GDCS drain line (1D) Wetwell 1,2 GDCS pool

GOTHIC nodalization scheme of the PANDA facility.

B oundary c onditions : 1P Atmospheric conditions 2F Environment cooling air

Wetwell 2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

211

Figure 6:

(a)

GOTHIC nodalization developed for DW (a) and RPV (b).

(b)

A 2-D approximation was chosen instead to repre-

completed and was verified in several steps, start-

sent the volumes containing pools of water with

ing from small GOTHIC models involving various

natural circulation flows, i.e. the RPV (Vol. 3s) and

lumped and subdivided volumes and connected

the PCC pools (Vol. 26s, 27s and 28s). The utiliza-

by one or more junctions. Liquid, vapour and non-

tion of a low number of cells (few tens, details of

condensable gases were made to pass through

the RPV nodalization in Figure 6-B) is enough to

these junctions by means of gravity, initial pressure

simulate boiling phenomena and obtain a reason-

differences or forced by connecting a flow bound-

able circulation pattern, as proved in [2]. Finally, the

ary condition to one or more of the volumes. The

model of the three PCCS is one-dimensional [2].

results were satisfactory, as also by partially repeat-

The model has been validated with Phase B of the

ing the study published in [2].

ISP-42 experiment, confirming the physical basis

The whole validation results are planned for pub-

of the sensitivity to initial air concentration in the

lication in 2013.

DW highlighted in [4]. The results are planned for publication in 2013.

Development of a numerical coupling between TRACE and GOTHIC

National Cooperation The project is carried out in a close collaboration

The main part of 2012 has been spent on imple-

between the Laboratory of Reactor Physics and

menting the coupling between TRACE and GOTHIC

Systems Behaviour (LRS), the Laboratory for Ther-

based on the pre-studies. The coupling allows the

mal-Hydraulics (LTH) and ENSI. Synergies with the

two-phase mixture as well as non-condensable

Swiss federal polytechnic institutes ETHZ/EPFL are

gases to flow from the domain of one code into

expected with the preparation and supervision of

the domain of the other at an arbitrary number

relevant MSc and PhD theses.

of coupling points. Each code treats the coupling points essentially as boundary conditions that are continuously updated based on data provided by

International Cooperation

the other code. This principle minimizes the ingress that has to be made into the codes as the imple- The lessons from the study [2] have led to a mentation is restricted to the boundary conditions

research proposal submitted to the IAEA. The topic

without modifying the actual equation solvers of

proposed to investigate by means of Computa-

the codes.

tional Fluid Dynamics (STAR-CCM+) the complex

A first version of the coupling scheme has been

boiling and recirculation pattern taking place on

212

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

the pool side of the PCCS. The proposal has been

Publications

accepted in late 2012 and a fellow researcher from the Nuclear Power Institute of China (NPIC) will

[1]

D. Papini and C. Adamsson, Project PASSPORT – Survey of available experiments for

conduct in 2013 a 6-month long internship at PSI.

validation of containment/primary system

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

code coupling, TM-42-12-08, 2012. [2]

D. Papini, C. Adamsson, M. Andreani, and H.-M. Prasser, Study of Condensation Heat Transfer in Passive Safety Systems Using

The goals for 2012 have been achieved. The

GOTHIC and TRACE Codes, in Proceedings

detailed literature survey [1] could confirm the

of the 9th International Topical Meeting on

PANDA facility as the premiere source of data for

Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and

the assessment of the tools and models developed

Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, Sep-

in PASSPORT. In this respect, through the bench-

tember 9–13, 2012.

mark of GOTHIC and TRACE on the simulation

[3]

C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H.M. Prasser, Simulation of Complex Transient

of different PANDA experiments (integral test ISP42 and B-tests), a good understanding of the ca-

Flow Patterns in the ESBWR Passive Contain-

pabilities and limitations of the codes GOTHIC and

ment Cooling System, in Proceedings of the

TRACE has been established and thus hinted at

9th International Topical Meeting on Nuclear

the potential complementarities of the two in a

Thermal-Hydraulics, Operation and Safety

coupled configuration. Moreover, a large part of

(NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September

the work in 2012 consisted in designing and devel-

9–13, 2012.

oping a novel dynamic coupling between GOTHIC

[4]

C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H.-

and TRACE. A first version has been developed and

M. Prasser, Simulation of International Stan-

was verified on simple problems. For 2013, the fol-

dard Problem ISP-42, Phases A and B with

lowing work is planned.

the TRACE Code, in Proceedings of the 9th

The verification and validation of the coupling

International Topical Meeting on Nuclear

scheme will be completed using data from the

Thermal-Hydraulics, Operation and Safety

PANDA ISP-42 experiments. For an objective

(NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September

evaluation of the added-value of the coupling,

9–13, 2012

the same experiments will be simulated using stand-alone versions of the two codes and models, and compared with the coupled code solu-

References

tion. The versatility of the coupling might be extended

[5]

by adding a supplementary capability where

D. Paladino and J. Dreier, PANDA: A Multipurpose Integral Test Facility for LWR Safe-

each side of a heat exchanger (e.g. the PCC) can

ty Investigations, Science and Technology

be separately modelled by one of the two codes.

of Nuclear Installations, vol. 2012, no. ID

The analysis of additional experimental tests to enlarge the validation basis of the above cou-

239319, 9 pp., 2012. [6]

IAEA, Passive Safety Systems and Natural

pling schemes will be considered if suitable tests

Circulation in Water Cooled Nuclear Power

are identified as well as if sufficient experimental

Plants, International Atomic Energy Agency,

data and specifications are to that aim made available through e.g. international collabora-

IAEA-TECDOC-1624, 2009. [7]

J. Yang, S.-W. Choi, J. Lim, D.-Y. Lee, S. Ras-

tions.

same, T. Hibiki, and M. Ishii, Assessment of

As last step, an attempt to apply the coupled

performance of BWR passive safety systems

code for the simulation of a postulated accident

in a small break LOCA with integral testing

in a Swiss nuclear power plant will be aimed at.

and code simulation, Nuclear Engineering

The accident as well as the plant to consider will need to be evaluated, noting that a plant specific

and Design, vol. 247, pp. 128–135, 2012. [8]

F. Mascari, V. Giuseppe, and B.G. Woods,

GOTHIC containment model will be required for

TRACE Code Analyses for the IAEA ICSP on

coupling to the available TRACE models of the

«Integral PWR Design Natural Circulation

Swiss reactors.

Flow Stability and Thermo-Hydraulic Cou-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

213

pling of Containment and Primary System

Soltez, Precipitate formation contributing to

During Accidents», in Proceedings of ASME

sump screens clogging of a nuclear power

2011 Small Modular Reactors Symposium,

plant during an accident, in Récents Progrès

Washington, DC, USA, September 28–30,

en Génie des Procédés – Numéro 96–2007

2011. [9]

[12] J. Dreier, N. Aksan, C. Aubert, O. Fischer, S.

cability of Coupled Code RELAP5/GOTHIC to

Lomperski, M. Huggenberger, H.J. Strass-

NPP Krško MSLB Calculation, in Proceedings

berger, V. Faluomi, and G. Yadigaroglu, PAN-

of the International Conference Nuclear En-

DA test results and code assessment for in-

ergy for New Europe 2005, Bled, Slovenia,

vestigations of passive decay heat removal

September 5–8, 2005.

from the core of a BWR, in Proceedings of

[10] M. Hoffmann, U. Schittek, U. Gall, and M.K.

the 6th International Conference on Nuclear

Koch, Simulation of LOCA within a German

Engineering (ICONE-6), San Diego, CA, USA,

BWR Containment with the Coupled Version

May 10–14, 1998.

of ATHLET-COCOSYS, in Proceedings of the

[13] D. Gorenflo, Pool Boiling in VDI-Heat Atlas,

14th International Topical Meeting on Nuclear

VDI-Verlag, Dusseldorf, Germany, 1993.

Reactor Thermalhydraulics (NURETH-14),

[14] J.C. Chen, Correlation for Boiling Heat Trans-

Toronto, Canada, September 25–30, 2011. [11] S. Rouaix, L. Cantrel, Y. Armand, J.-M. Mattei, M. Liska, D. Galuskova, Y. Vicena and B.

214

ISBN 2-910239-70-5, Ed. SFGP, Paris, France.

M. Keco, N. Debrecin, and D. Grgić, Appli-

fer to Saturated Fluids in Convective Flow, I&EC Process Design and Development, vol. 5, no. 3, pp. 322–329, 1966.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

LINX Thin liquid film dynamics in a condensing and reâ&#x20AC;&#x201C;evaporating environment

Author und Co-author(s)

D. Paladino, J. Dupont, W. Bissels, G. Mignot, R. Zboray, H.-M. Prasser

Institution

Paul Scherrer Institut (PSI)

Address

CH-5232 Villigen PSI

Tel., E-mail, Internet address

+41563104373, domenico.paladino@psi.ch

Duration of project

2010â&#x20AC;&#x201C;2013

ABSTRACT

film characterization, iii) development of ther-

Within the LINX projects liquid film dynam-

mal flux sensors for the temperature controlled

ics under the effects of condensation and

plate; iv) upgrading LINX facility with new

re-evaporation phenomena is investigated

control modules; v) performing a measuring

experimentally and analytically. The main

campaign for the characterization of film thick-

activities performed in 2012 include: i) assess-

ness by neutron radiography at ICON (PSI) for

ment, selection and purchasing of Near Infra-

validation and benchmarking with the Infrared

red and Mid-Wave Infrared cameras for liquid

techniques. The research findings of the LINX

film thickness measurements and temperature,

project represent the content of a PhD thesis

respectively, and development of light source

at ETHZ. The Ph.D. student is Julien Dupont

optics, ii) completing the design and purchas-

and the Ph.D. supervisor is Prof. Horst-Michael

ing of temperature controlled plate for liquid

Prasser.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

215

Project goals

tigations, with the main goal to advance the knowledge on liquid film dynamics in a condensing and

Steam condensation, thin liquid film formation, and

re-evaporating environment [1].

re-evaporation are phenomena which take place during the evolution of postulated accidents in LWR containment. The research activities carried out in various projects devoted to the safety of nuclear

Work carried out and results obtained

power plants, e.g. OECD/NEA SETH, OECD/NEA SETH-2, EURATOM-ROSATOM ERCOSAM-SAMARA

The research activities carried out in 2012 in the

projects, etc. have shown that a correct prediction

frame of LINX project are threefold; first, the de-

of these phenomena is of paramount importance for

velopment of the film thickness measurement tech-

the prediction of temperature in the various regions

nique derived from infrared imagery and additional

of the containment during a LOCA scenario and gas

instrumentation such as heat flux sensor; second,

mixture composition (hydrogen, air, steam) predic-

the design and construction of the temperature con-

tions and containment pressure evaluations during

trolled cooling plate and associated auxiliary cooling

a severe accident scenario.

loop; third, the upgrading of the LINX facility control

PSI, IRSN and ENSI have launched the LINX project,

system.

which combines theoretical and experimental inves-

Figure 1: Water optical properties of interest for the liquid and vapor phases. The HITRAN data-base provides the necessary information for the water absorption calculations. The wavelength ranges for film thickness and temperature measurements are shown. The narrow bands in the Near Infrared (NIR) and one broad band in the Mid-Wave IR (MWIR) region are well suited for the desired measurements in accordance with the absorption, refraction and emissivity values.

216

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 2: a) Calibration setup; one can see the water film and some trapped air bubble between the glass window and the wall mesh sensor. b) Wall mesh sensor front view obtained with the NIR camera; darker spot correspond to thicker film. c) Superposition of raw data obtained simultaneously with the wall sensor on NIR picture; one can see the improved spatial resolution obtained with the NIR camera.

Development of instrumentation for NIR and MWIR techniques for temperature and film thickness measurements

and plate surface temperature measurements. For wavelengths ranging from 2.5 to 5.1 micrometers, the water light absorption is so high that only black-

This section provides the reader with a summary

body emissions from the film surface are transmit-

of the measurement principles to be applied in the

ted towards the detector. Thermal measurements

LINX facility. Due to the expected high steam con-

should thus provide the temperature of the water

centration and considering the intrusiveness of most

film surface and the dry areas on the plate surface.

measurement techniques, the research focus for the

Consequently, information on local heat transfer at

LINX investigations has been to study the poten-

the border between wet and dry areas would also

tial of infrared imagery on application such as 2-D

be accessible. Particularly, when droplet or rivulet

spatially resolved film thickness measurement. Time

regimes are dominant, the non uniform heat trans-

resolved liquid film thickness point measurements

fer at the surface could be spa-tially and temporally

based on infrared absorption techniques has already

evaluated.

been successfully carried out [2]. Based on the same absorption principle a concept for spatially resolved

Measurement campaign at ETHZ

measurements (2-D) is being developed.

As of today, cameras were purchased, the light

Figure 1 shows the water optical properties of inter-

source was designed and tested, and a first mea-

est for infrared measurements. Liquid water has very

surement campaign is ongoing in collaboration with

low absorption properties in the visible spectrum of

ETHZ to validate the measurement and calibration

light whereas it possesses an adequate absorption

technique as well as to assess the accuracy of the

for thin film thickness measurements in the near

measurements. The Wall Mesh Sensor (WMS) with

infrared (NIR) region. Using a halogen light source

maximal time resolution of 10 kHz allows for a direct

and IR detector allows for absorption measurement

synchronized measurement comparison. The frame

in pure water. Consequently, no additional bodies

rate used in this experiment is coherent with the

(such as dye or seeding) need to be mixed with the

camera capabilities and the requirements for charac-

water, which is a necessary condition to measure

terization of a condensate flow. At least 100 frames

condensing and re-evaporating films. Our first at-

per second and an integration time below 1 ms en-

tempt to measure water absorption in a plane (2-D)

sure good tracking of the flow pattern evolution and

was performed with a NIR camera at the FLIR ATS

sharp images.

production centre in Paris. Results showed a good

In the calibration setup, the water is confined be-

correspondence between film thickness and photon

tween a glass window and the wall mesh sensor

count acquired by the camera [1].

plate, Figure 2a). The distance between the glass

Associated with a near infrared (NIR) camera, a mid-

window and the wall sensor, meaning the thickness

wave infrared (MWIR) camera will be used for film

of the film, is controlled by means of three micro-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

217

metric screws attached to the frame supporting the

into a spot whose opening angle matches the one

glass, Figure 2a). The gap between the WMS and

of the NIR camera. The intensity of the light was

the glass window can be adjusted from 0 to 3mm.

estimated such that only 90% of the saturation of

The window is spring loaded against the micromet-

the camera detector is reached when the plate is dry.

ric screws in order to ensure the contact with the

In addition, an adequate filter was chosen such that

screws heads at any time. These experiments are

a 2 mm thick film leads to a 90% absorption. The

done by measuring simultaneously the thickness of

intensity of the infrared light should be high enough

a falling film using the NIR absorption technique,

to be measured with accuracy by the camera. The

Figure 2b), and the wall mesh sensor [4], Figure 2c).

aligned optical setup is presented in Figure 3.

Such experiment should lead to the estimation of

The proximity of the source and the camera is nec-

the accuracy and uncertainties associated with the

essary to obtain nearly identical optical paths of

IR absorption technique.

incoming and outgoing light, which allows for a

In addition to this validation and calibration test

precise location measurement.

campaign, the opportunity of using a beam line at the ICON facility to measure falling film thickness

Optical access

using cold neutron radiography has been given and

To ensure proper transmission of the light in the mid-

such experiment have been performed in August

wave infra red region, from 2.5 to 5.1 micrometer,

2012. The following sections present in more details

a sapphire window has been designed to replace

different tasks related to the optical measurement

one of the existing glass windows only suitable for

technique as well as to complementary instrumenta-

visible light observation, Figure 4, left. The window

tion that will be installed in the cooling plate.

has a thickness of 8 mm and is rated to 16 bar. For the Near Infrared region, regular borosilicate is used,

Light source

Figure 4, right. The flange is designed with two

The design of the light source that is used in the film

openings to avoid the formation of possible flare

thickness measurement consists in collecting and

on the camera sensor due to reflection of the light

concentrating the light of a powerful halogen lamp

source on the window. The size of the windows is

Figure 3: Picture representing the light source alignment setup. The light source itself consists of a power adjustable halogen light with a maximum output of 1000 W. The right combination of lenses and diaphragm ensures the correct opening angle of the light beam coming out of the system. The opening angle is such that it matches the one of the NIR camera.

218

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 4: Optical access implemented in the LINX facility. (Left) Sapphire windows used for the film temperature measurement in the Mid-Wave Infra-Red (MWIR) region. (Right) Double opening borosilicate used for the light source and Near Infra-Red (NIR) camera setup.

such that they can easily replace the already existing

wetting is necessary to obtain nicely distributed,

windows installed in LINX.

repeatable liquid films below the nozzle. 2-D thickness mapping for three different flow rates with pre-

Measurement campaign at ICON

wetted conditions with 1 to 4 frames per second

This section presents tests performed for the charac-

and respectively 1000 and 250 ms integration time

terization of film thickness by neutron radiography

have been performed. Cold neutron imaging has a

at ICON (PSI), which is useful for validation of the

low time resolution down to 1 Hz, which allows only

infrared techniques. The experimental setup is pre-

for a statistical comparison with the NIR method.

sented in Figure 5.

On the other hand this measuring method offers a

The setup consists of an aluminum plate with sand

much better spatial resolution than the Wall Mesh

blasted surface for better wettability. A fine nozzle

Sensor and thus, forms a complementary validation

emits a water jet hitting the plate, running down

for NIR measurements.

and forming a water film. The nozzle is supplied

Without pre-wetting, rivulets are formed on the sur-

with water through 1 to 3 parallel coupled syringe

face (see below) in a quite arbitrary manner. It char-

pumps assuring well-defined and controlled flow

acterizes this flow regime that the rivulets flow pat-

rates. A perforated flood/wetting line is spanned

tern does not repeat exactly from one experiment

along the top edge of the plate and used to pre-

to another. The procedure for pre-wetting and film

wet the surface with a small amount of water. Pre-

formation has been extensively tested prior to the neutron measurements to assure good repeatability. The measurements will be repeated with the same procedure using the infrared technique for benchmarking. Details on the optical settings, detector, image processing and calibration are reported in [5]. Selected results are presented in Figures 6â&#x20AC;&#x201C;8. Experiments for visualization purposes were performed using either the nozzle or the pre-wetting line to create very dynamic, rivulet flows (not repeatable) on non-pre-wetted surfaces. In such cases the flow is constrained in a few, narrow rivulets resulting in much higher and strongly varying liquid film thickness as is shown in Figure 8 for 4 Hz acquisition rate. Such variation can be captured even with 250 ms integration time, however with a high uncertainty in the instantaneous values of about 20â&#x20AC;&#x201C;25%. For the

Figure 5: Water optical film thickness measurement setup tested at ICON and a close-up on the nozzle. Note that the flood/wetting line is loose on the picture, during the test it was spanned along the top edge of the plate. The size of the plate is about 50 cm x 100 cm.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

rivulets flow regime characteristic size and spacing can be derived from the measurements. The next step is to repeat the measurements using the NIR camera and to compare the results.

219

Figure 6: Time-averaged Liquid Film Thickness distribution in the Field of View (FOV) a) for «high flow» obtained at 250 ms exposure, b) for «high flow» obtained at 1 s exposure, c) for «low flow» at 1 s exposure, and d) for «mid-flow» at 1 s exposure. High, mid and low flow correspond to 8427, 5618 and 2809 ml/hr respectively.

Thermal flux sensors for the temperature controlled plate

latter sensors were designed and manufactured at PSI, specifically for the LINX project.

The temperature controlled plates are instrument- They consist of an array of micro-thermocouples ed with many thermocouples to estimate the heat

(Figure 9a) that allows for the measurement of tem-

transferred to the fluid during the condensation or

perature gradient through the thickness of the plate.

re-evaporation process. One of the cooling blocks,

The small sensor size limits the intrusiveness of the

the one on which the optical measurement will fo-

sensor in the cooling plate. A prototype of ther-

cus, has an extensive instrumentation with many ad-

mocouple array sensor has been made and tested,

ditional thermocouples and heat flux sensors. These

Figure 9b. The manufacturing of the final design

Figure 7: Horizontal profiles of the mean Liquid Film Thickness a) at different heights for high flow conditions. b) Time-averaged and instantaneous horizontal profiles of the Liquid Film Thickness. The images were taken at 1s exposure time.

220

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 8: Rivulets formed and running down on non-pre-wetted surface. a) Contour plot of the instantaneous Liquid Film Thickness (LFT). b) The variation of the LFT in time in 3 points of the FOV measured with 4 frames per second. The color code identifies the position of the points on the FOV.

is ongoing, Figure 9c. Depending on the cabling

blocks through which horizontal channels were

configuration, differential or absolute temperature

drilled. The path of the flow is dictated by the out-

measurements can be considered.

side flexible pipe network that can ensure a snail shape through each block in order to maintain a well

Temperature controlled plate and auxiliary water loop

uniform temperature distribution. The water loop

The experimental facility consists of a temperature

the integrity of the in-vessel flexible pipes during

controlled plate deigned at PSI on which both con-

pressurized tests. One of these blocks is extensively

will be maintained at 10 bar pressure to guarantee

densation and re-evaporation can occur. The design

instrumented with temperature measurements in

of the plate consists of 9 geometrically identical

each channel and thermocouple arrays to estimate

Figure 9: Thermocouple array used for heat flux measurement. a) The array consists of 3 K-type thermocouples of 25 microns wire diameter and spaced 6 mm from each other. The resulting array is then encased in a 0.8 mm cladding that can be easily installed in the cooling block. b) Prototype of the thermocouple array. c) Final design of the thermocouple array suitable for high temperature and steam environment.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

221

Figure 10: a) 3-D CAD of the cooling plate installed inside the 3.4 m high LINX vessel. The plate consists of a stack of 9 interchangeable blocks that are independently temperature controlled. b) A supporting frame ensures the support and alignment of the blocks with thermal expansion compensation. c) Picture of the Cooling/Heating block used for the temperature controlled plate.

the heat flux through the plate. These blocks are

The difficulty of the design resides in the wide range

aligned and supported by a large metal frame. The

of thermal-hydraulics conditions that can be experi-

insulation in each side is made of Teflon plate and

mentally investigated in the facility.

PEEK material. The active height and width of the

On the one hand a large mass flow rate is neces-

plate are 250 cm and 40 cm respectively. The tem-

sary to avoid a too large temperature increase in

perature controlled blocks as well as the support-

the blocks when condensation conditions are ex-

ing frame and insulation material were ordered and

pected. On the other hand, a small mass flow rate

received. A 3-D CAD view of the designed cooling

is necessary to measure accurately any change in

plate setup into the LINX vessel and details of a unit

temperature occurring under the re-evaporating

block are presented in Figure 10.

conditions. The dynamic range of the mass flow

As an important step the new design of the auxiliary

rate easily reaches 1:50, a very high value which

cooling/heating loop has been performed. This loop

reduces drastically the number of mass flow me-

will ensure the water supply (warm and/or cold) of

ters and controllers that fulfill these specifications.

the 9 blocks by controlling the temperature and the

The solution of oval gear Kobold sensor was chosen

mass flow rate individual to each block. Deionized

with possibility of changing the housing to increase

water will be used to prevent heat transfer and sur-

the dynamic range. The design was therefore done

face temperature homogeneity degradation due to

in order to combine optimally the requirements on

calcite formation. An open loop concept allows for

the ranges of the measurable flow rates and tem-

accurate feed water temperature control indepen-

perature increases expected in the blocks versus the

dent of the experimental conditions. The water loop

measurement accuracy. As of today, all the main

design offers the possibility of having cold water in-

components of the auxiliary loop (i.e. flow meter,

jection in the upper part of the plate while the lower

valves) have been assessed, purchased and should

part is fed with warm water. Both condensation and

be received before the end of the year 2012.

re-evaporation processes should be observable in combination or individual. In order to decouple the

222

Upgrading LINX facility and control system

re-evaporation phenomena in a pure re-evaporation

During LINX reactivation, the main control board

case, the implementation of an artificial water film

appeared to have failed. Also, dating from mid 90â&#x20AC;&#x2122;s,

injector is planned.

parts of the control system implemented in LINX

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

appeared obsolete and not to current PSI standard. The presence of such old control components mostly

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

outdated, no more produced and seldom supported lead to the decision of upgrading the LINX control

All the challenging research activities defined in the

system to a state-of-the-art Programmable Logic

LINX project for 2012 have been successfully com-

Controller (PLC) system that allow for more flexibility,

pleted and therefore the project is progressing well.

rapid support and easy user interface. The control

The key modules for the experimental campaign

system was selected to allow for a quick live trans-

have been assessed and/or designed and purchased

fer of the recorded data to a remote computer via

and/or constructed. These are the Temperature

Ethernet connection. Finally, the control of the ad-

Controlled Plate, the related auxiliary system and

ditional components (valves, flow meters, pressure

instrumentation, the optical access glass windows

transducers, pumps) installed for the new auxiliary

for the NIR and MWIR measurements in LINX, the

system will be directly implemented in the new LINX

upgrading of LINX control system including the new

control system. The design of the new control cabi-

modules for the TCP, the NIR and MIR cameras, the

net and the associated electrical schema has been

light sources, etc. A measurement campaign at the

done. The assembly of the different components

ICON facility at PSI using cold neutrons was also per-

and the cabinet is currently ongoing. The new con-

formed in order to benchmark the NIR technique for

trol system should be completed by January 2013.

liquid film thickness measurements. This NIR technique was recently assessed and calibrated, applying

National Cooperation

the liquid film sensor technique developed recently at ETHZ [4]. The time resolved measurements using Wall Mesh Sensor and spatially resolved cold neu-

The LINX project is carried out with the national par-

tron imaging provide useful complementary data for

ticipation of ENSI. The ETHZ is the hosting institution

validation of the novel NIR film thickness measure-

for the PhD program and provide the supervision

ments technique. In addition to its advantage to be

(Prof. Horst-Michael Prasser) as well as experimental

nearly non-intrusive, the NIR technique appears to

infrastructures for specific tasks (assessment/calibra-

be the best compromise between space and time

tion of IR technique using as reference ETHZ-devel-

resolution regarding characterization of thin films

oped 2-D liquid film sensors [4]).

on a vertical wall with natural convection. The review of the module of the numerical ASTEC code for the treatment of condensation in containment is

International Cooperation

scheduled for the first trimester of 2013.

The LINX project benefits also from the participation

performed in the LINX facility for the liquid film char-

of IRSN (France), which provides support/review to

acterization under the effect of condensation and

the overall project and in particular for the part relat-

re-evaporation phenomena and applying a broad

In 2013 an extended experimental campaign will be

ed to the development of a module of the numerical

range of initial and boundary conditions

ASTEC code for the modeling of condensation and

It is also expected that the analysis of the results of

re-evaporation in the containment.

the measurement campaign carried on in 2012 at

Finally, the research investigations addressing con-

ICON and ETHZ and those related to the experimen-

densation/evaporation in combination with liquid

tal campaign in 2013, will lead the Ph.D. student to

film transport phenomena in a containment have

write further scientific publications.

synergies with the ongoing EURATOM-ROSATOM ERCOSAM-SAMARA projects (2010–2014), which see the participation of several European, Russian,

Publications

Canadian and American Organizations and for which PSI is the Project Coordinator, and with the

An abstract entitled «Non intrusive near infrared

OECD/NEA HYMERES project which is going to be

liquid water film thickness measurement technique

conducted during the period 2013–2016. For the

and 2-D Mapping» has been submitted to the 15th

latter, PSI and CEA are the two Operating Agents

International Topical Meeting on Nuclear Reactor

and will perform ex-periments respectively in PANDA

Thermal Hydraulics (NURETH-15) that will take place

and MISTRA facilities.

in Pisa in May 2013 [3]. A full description of the measurement technique, its calibration procedure

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

223

and a quantitative evaluation of its performance will be presented in the paper. The optical technique and its degree of intrusiveness will be discussed and first measurements for adiabatic conditions and a direct comparison with already validated conductance based wall mesh sensor technique will be performed. The NURETH-15 conference paper should be submitted by the end of 2012.

Acknowledgments The authors gratefully acknowledge Dr. Ahmed Bentaib from IRSN and Dr. Werner Barten from ENSI for reviewing the research work reported in the present progress report.

References [1]

D. Paladino, J. Dupont, G. Mignot, M. Andreani, H.–M. Prasser, «LINX Thin liquid film dynamics in a condensing and re-evaporating environment», ENSI Research report 2011, ENSI-AN-7871, ISSN 1664-3151, pages 219–228.

[2]

H. Yang, D. Greszik, I. Wlokas, T. Dreier and C. Schulz, «Tunable diode laser absorption sensor for the simultaneous measurement of water film thickness, liquid- and vapor-phase temperature», Applied Physics B (2011) 104:21–27.

[3]

J. Dupont and H.-M. Prasser, «Non intrusive near infrared liquid water film thickness measure-ment technique and 2-D mapping», to be submitted to NURETH-15, Pisa, Italy, May 12th–16th, 2013 (abstract).

[4]

M. Damson and H.-M. Prasser, «High-speed liquid film sensor for two-phase flow with high spatial resolution based on electrical conductance», Flow measurement and instrumentation, Vol. 20 (2009), 1–14.

[5]

R. Zboray, «Measuring water film thickness by neutron radiography at ICON for validation and comparison of the infrared technique», PSI memorandum, S.

224

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Code Assessment Program for MELCOR1.8.6 Author und Co-author(s)

Jon Birchley, Leticia Fernandez-Moguel, Adolf Rydl and Bernd Jaeckel

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

5232 Villigen PSI

Tel., E-mail, Internet address

056 310 2724, jonathan.birchley@psi.ch, http://www.psi.ch/

Duration of project

1.1.2009–31.12.2012 (4 years)

ABSTRACT

Das MELCOR Programm, entwickelt von den

The MELCOR code developed at Sandia National

Sandia National Laboratories für die USNRC, ist

Laboratories (SNL) for the USNRC is used in Swit-

in der Schweiz als das bevorzugte Programm

zerland for analysis of severe accident transients

für die Analyse von schweren Unfällen vom ein-

in light water reactors. In order to address limi-

leitenden Ereignis bis zur Freisetzung von Spalt-

tations in simulation of air ingress scenarios, a

produkten in die Umgebung anerkannt. Ein

new oxidation model has been developed at PSI

Gebiet von internationalem Interesse ist das

which captures the transition to linear (break-

Thema des Lufteinbruchs welcher zu einer be-

away) kinetics. The model was already assessed

schleunigten Kernzerstörung und einer erhöh-

against data from separate effects experiments,

ten Freisetzung von Spaltprodukten führen

and underwent initial assessment against inte-

kann, speziell von stark radiotoxischem Ruthe-

gral transient data from the PARAMETER and

nium. Verifizierungen von Programm-Modellen

QUENCH air ingress experiments. The model is

zur Oxidation von Zirkaloy haben gezeigt, dass

now successfully implemented into a special ver-

der momentane Stand der Programme nicht

sion of MELCOR 1.8.6 and has been shown to

alle relevanten physikalischen Prozesse zur Zu-

reproduce the intended oxidation behaviour. In

friedenheit beschreibt und deshalb die Konser-

particular it gives the same results as the stand-

vativität der Ergebnisse nicht unter allen Um-

ard MELCOR model when the new features are

ständen garantiert werden kann. Am PSI wurde

not enabled, while the breakaway model yields

deshalb ein Modell entwickelt, welches die Oxi-

results consistent with the same model in SCDAP.

dation von Zirkaloy-4 an Luft beschreibt, basie-

In parallel, PSI is participating in the OECD San-

rend auf Experimenten des Karlsruhe Institute

dia Fuel Project (SFP), in which a series of experi-

of Technology. Dieses Modell befindet sich in

ments are being performed by SNL using proto-

der abschliessenden Verifizierungsphase.

typic materials and full-scale fuel assemblies are

Zusätzlich zu diesen Experimenten ist das PSI

arranged in a simulated dried-out storage pond.

auch eingebunden in das OECD Sandia Fuel

The project is providing high quality data with

Project (SFP), welches in einer Serie von Experi-

which to assess the capability of models to simu-

menten Daten liefert über das Verhalten von

late the air oxidation and its potential to trigger a

prototypischen Materialien in einem trocken

self-propagating fire in an uncovered spent fuel

gefallenen Lagerbecken für abgebrannte Brenn-

pond. The PSI model, recently implemented into

elemente. Dieses Versuchsprogramm wurde

MELCOR, is undergoing assessment against the

von SNL durchgeführt. Es lieferte qualitativ und

SFP data. The PSI model has calculated very simi-

quantitativ hervorragende Daten für die Verifi-

lar results to those obtained with the SANDIA

zierung des am PSI entwickelten Oxidationsmo-

breakaway model.

dells. Nach der Implementierung des Modelles in MELCOR wurden diese Versuchsdaten zur Verifizierung herangezogen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

225

Project Goals

Work Carried Out and Results Obtained

The safety impacts of air ingress on nuclear fuel elements at high temperature have been studied for

This section is divided into two parts. The first

many years, in accident situations involving failure of

presents a status of modelling activities during the

the reactor pressure vessel (RPV) lower head, shut-

present PSI-ENSI collaboration [11], which concen-

down conditions with the upper head removed [1],

trates mostly on its implementation in MELCOR

or in spent fuel ponds after accidental loss of cool-

and SCDAP/Sim, which thus enables validation

ant [2]. The presence of air can lead to accelerated

against air ingress experiments PARAMETER-SF4,

oxidation of the Zircaloy cladding compared with

QUENCH-10 and -16, and the OECD Sandia Fuel

that in steam, owing to the faster kinetics, while

Project (SFP). The second part presents an overview

the 85% higher heat of reaction drives this process

of the SFP project, the experiments therein and the

further. Air ingress is typically associated with poor

sought-for results. Included in this part is compari-

heat transfer; the combined effect of these factors

son with the PSI and SNL models in MELCOR.

can give rise to an increased rate of core degrada-

An indication is given of further work that could

tion. Furthermore, the exposure of uranium dioxide

be carried out, including a possible extension to

to air at high temperatures can lead to increased

the zirconium-nitrogen reaction and also generali-

release of some fission products [3]. The situation

sation of the model to advanced cladding materials

is kept under continual review, with experimental

such as ZirloTM and M5TM, that feature in current

and modelling studies performed, notably within

new reactors.

the European Union Framework SARNET project [4], and the International Source Term Programme

Part 1: Air oxidation modelling

(ISTP) [5], in which PSI takes part. The MELCOR code is the major tool in use in Swit-

Review of state of knowledge

zerland for analysis of severe accidents in light water

Experimental Activities

reactors, from initiating events through to potential

The status of air oxidation knowledge acquisition

release of radionuclide fission products to the envi-

and modelling studies during the past several years

ronment. Version 1.8.6 [6] is now established as the

has been regularly reported in the present series of

current production version while MELCOR 2.1 is still

annual progress statements. During the last two

undergoing assessment. MELCOR is supported by

years further separate effects experiments have

SCDAP-based codes [7], [8], for more detailed treat-

been performed at KIT [12, 13], concentrating on

ment of thermal hydraulics and core degradation.

nitriding of homogenised alpha-Zr(O). Analysis has

The air ingress model is being implemented in both

continued of the latest air ingress bundle transient

MELCOR and SCDAP/Sim.

experiment, QUENCH-16, which was performed

The recently completed four-year project from

in July 2011[14]. It comprised a comparatively

2009-2012 comprises two complementary activi-

minor degree of preoxidation in steam, followed

ties pursued in tandem. The first of these is a con-

by a low flow rate of air leading to an extended

tinuation of the previous PSI-ENSI collaboration [9].

period of oxygen starvation, in order to examine

The model is being implemented in MELCOR to

the interaction between nitrogen with the pre-oxi-

enable simulation of integral experiments and plant

dised bundle. QUENCH-16 thus complemented the

or spent fuel transients. In the second activity PSI is

earlier experiments CODEX-AIT [15], QUENCH-10

participating in the OECD Sandia Fuel Project (SFP)

[16] and PARAMETER-SF4 [17]. Collectively these

[10], which provided a prototypic dataset under

experiments examine the effect of air covering the

large scale fuel pond loss of coolant conditions for

whole spectrum from very low to high levels of pre-

validation of MELCOR code and air oxidation mod-

oxidation. The QUENCH-10 and -16 experiments

els. The intended result is an improved tool for plant

are the subject of a combined benchmark exercise

and fuel pond simulation to support PSA investiga-

(QUENCH-air) among several institutes. A clearly

tions and source term studies.

exhibited feature of QUENCH-16 is nitriding of the cladding, particularly in the upper elevations which were most strongly affected by the oxygen starvation. The oxygen starvation and nitriding lasted about 850 s and may have been the driving force for the strong oxidation excursion during reflood.

226

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Current status of model development

presence of air and steam together provided a for-

As reported in the 2011 progress statement, full

tuitous opportunity to exercise the model in condi-

implementation in a developmental version of

tions that would be representative of a reactor air

SCDAP/Sim was successfully completed jointly by

ingress event. The model successfully captured the

PSI and Innovative Software Services (ISS). Main-

mixed oxidation with both MELCOR and SCDAP.

stream release of the new version is imminent at the close of 2012. The model is now also successfully implemented in a trial version of MELCOR 1.8.6, as a preliminary to implementation by SNL into MELCOR 2.1. Validation of the PSI model has continued. The new code version has been used for further posttest analyses of PARAMETER-SF4 [18, 19] and QUENCH-10, -16 [20, 21]. The new model successfully reproduced the oxygen consumption (figures 1, 2), the oxidation in the presencs of both steam and air (figure 3) and the results are consistent with SCDAP and MELCOR (figure 4).

Figure 1: Oxygen consumption for QUENCH-10. Sample results of QUENCH-10 analysis show the impact of the preoxidation state on the PSI oxidation model during the air ingress phase. The base case used nominal power during the steam phase and the S1 case used adjusted kinetics in order to match as well as possible the state of the bundle at the end of pre-oxidation.

Figure 3: Simulation of QUENCH-16 mixture air and steam oxidation using SCDAP and MELCOR.

Figure 4: Comparison of results for oxygen consumption during QUENCH-16 using MELCOR 1.8.6 and SCDAP/Sim3.5 shows very good consistency.

Results of separate effect tests at KIT revealed a clear effect of oxygen concentration on reaction kinetics, particularly when the air is diluted by other gases. A trial empirical correlation was derived from the results and implemented in a local version of SCDAP in order to explore the influence of low oxygen concentration.

Figure 2: Sample results of QUENCH-16 analysis showing the effect of the PSI oxidation model during the air ingress phase. The base case calculates breakaway and in the S1 the breakaway model is disabled.

A feature of QUENCH-16 was the unexpected flow of steam during the nominally dry air phase. The

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

227

shows very slight differences in the pre-breakaway temperatures due to the different oxidation kinetics but sufficient to delay the onset of breakawayinduced ignition compared with the SNL model. The pre-breakaway PSI air oxidation kinetics are based on transient oxidation rate data from KIT experiments while those of SNL were from integrated oxidation data from ANL. As well as pre-oxidation kinetics the treatment of breakaway is different in the two models. It is noted that although the SNL calculation gives better agreement with Figure 5: Effect of low oxygen concentration on rate of consumption in QUENCH-16.

experiment for the timing of breakaway, the good agreement was achieved by SNL adjusting the breakaway parameters to fit the SFP data. The PSI breakaway parameters were as developed using

The limited range of data on the effect of con-

the KIT data and not tuned to the SFP result.

centration means that the correlation should be regarded as rather heuristic. However, the improved agreement suggests that the topic should be further investigated with a view to including it in the model, especially since low concentrations are more likely in reactor or spent fuel sequences.

Potential model extensions As mentioned in previous reports, the results of separate-effects tests performed at FZK and IRSN also show a dependence on cladding type of oxidation in steam, oxygen and air. There is therefore a case for extending the model to other zirconiumbased cladding alloys.

Figure 6: Measured and calculated cladding temperature at location of first ignition; data, SNL model, PSI model (phase I).

The results of both separate effects and bundle transients show a strong effect of nitriding under oxygen starved consitions. This may be particularly

The SFP phase II full scale experiment was performed

important as the Zr-nitrogen reaction is exothermic,

in June 2012, representing a spent fuel element

albeit not as much as the oxidation. In addition ZrN

with high heat load (Burnup of 45 MWd/kg and 3

appears to be susceptible to breakaway, and also

month after shutdown) surrounded by 4 much older

reacts exothermically with steam during reflood.

fuel elements which are represented by unheated

Finally, there is a case for including the effect of

assemblies. This geometry is known as cold neigh-

oxygen concentration on the kinetics.

Part 2: OECD SFP Project

bour configuration. The heat up in this experiment is much faster compared with phase I because of the increased power, despite the relatively high heat transfer to the cold neighbours. After a few hours

The OECD SFP project comprises two large scale

the oxidation excursion started close to the top of

experiments (phase I and II) on full length, com-

the heated central bundle and like in phase I the

mercial 17Ă&#x2014;17 pressurized water reactor (PWR)

oxygen was completely consumed.

fuel assembly mock-ups to provide data for the

The same modelling as in the above phase I calcula-

severe accident codes. There are also complemen-

tions again show slightly slower thermal escalation

tary tests on properties of cladding materials.

using the PSI model, but the onset of igniton occurs

The PSI model implementation in MELCOR pro-

at a similar time in both the PSI and SNL calculations,

vides the opportunity to make comparison with

and also in agreement with the experiment.

both the data and SNL model. For phase I figure 6

228

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 7: Comparison of phase II thermal response up to first ignition: Data, MELCOR, PSI model.

The phase II analyses are reported by Jaeckel [24]. The flame front slowly propagated downward, reaching the bottom of the bundle after about a further 6 hours (figure 8). A problem in the downward propagation of the zirconium fire is that a flat power profile along the heated fuel pins is assumed. The slight temperature-dependence of the heater wire resistance causes the power profile to be peaked at regions with higher temperatures.

Figure 9: Radial fire propagation into the peripheral fuel elements. The colours indicate the radial node in the MELCOR model.

Due to limitations in MELCOR, qualitative assessment of the effect was made using a constant

In phase II the gas composition at the fuel bundle

tilted power profile which resulted in closer agree-

outlet was measured during the entire experiment.

ment with the data.

A very important finding was the strong nitrogen

The radial fire propagation into the peripheral fuel

consumption during the downward propagation

elements was also simulated with MELCOR (figure

of the fire, followed by release of nitrogen during

9). There was insufficient oxygen to consume all

the upward propagation as the zirconium nitride

the metallic cladding during this downward propa-

was reoxidised. The nitriding reaction of zirconium

gation, and like in the phase I experiment burning

in the oxygen-starved region may deliver as much

continued for about 4 days at a low air flow rate.

heat as the oxidation by oxygen. The reoxidation

As can be seen, the fire spread outwards from the

is also exothermic.

centre at the same time as propagating downward.

The final benchmark report of the SFP phase II

The first ignition at the radial locations occurred at

experiment will be released in February 2013. The

progressively lower elevations during the the fire

present analysis forms the basis of PSI contribution

spreading.

to the benchmark. Work continues on this topic.

Figure 8: Calculated and measured downward propagation of flame front in fuel bundle in phase II experiment inclusive calculations with the PSI air oxidation model.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

229

National Cooperation

developed air oxidation models, and to assess the improved capabilities compared with previously

This project does not involve cooperation with

existing models. The outcome of the exercise will

other Swiss projects.

be reported at the final SARNET conference. The second large scale test in the SFP project exam-

International Cooperation

ined radial progration of a flame across adjacent bundles and also the impact of rod pressurisation and the consequent cladding deformation on the

Cooperation with organisations within European

flame propagation. Analysis of the SFP experi-

countries and Canada generally was performed

ments will continue using MELCOR incorporat-

under the auspices of SARNET [4] which finished

ing the PSI model. The new model, when fully

at the end of September 2008. The 7th Framework

assessed in MELCOR 1.8.6 will be implemented in

follow-on project, SARNET2 started early in 2009

a mainstream version of MELCOR 2.

and continues until 2013. There is a close technical

Following the findings from SFP Phase II and

link between work packages WP5 (core behaviour

QUENCH-16, there is a strong case for including

and cooling) and WP8 (source term), via the poten-

a model for ZrN reactions. Possible further devel-

tial impact of oxygen on ruthenium volatility. The

opment is inclusion of the effect of low oxygen

ongoing QUENCH programme is supported also

concentration.

by the German Nuclear industry to address oxida-

As OECD SFP approaches completion, SNL have

tion isssues arising from the switch to improved

proposed a follow-on programme. There are clear

cladding alloys.

prospects for ongoing experimentation in the area.

Access to data from the MOZART programme of separate-effects tests at IRSN Cadarache, France, is obtained through PSI membership of the Inter-

Publications

national Source Term Programme which provides access to results of those IRSN experiments which

L. Fernandez-Moguel and J. Birchley, Analysis

are not encompassed within SARNET2.

of QUENCH-10 and -16 air ingress experiments

The MELCOR code and early access to the results

with SCDAPSim3.5, Ann. of Nuc. Energy, 53,

of USNRC programmes are obtained under the

202â&#x20AC;&#x201C;212 (2013).

Cooperative Severe Accidents Research Pro-

L. Fernandez-Moguel, Preliminary analysis of air

gramme Agreement (CSARP) between ENSI and

ingress experiment QUENCH-16 using RELAP/

USNRC, and close contact is kept with the MEL-

SCDAPSim3.5 and MELCOR 1.8.6, 21st Inter-

COR developers at Sandia National Laboratories

national Conference Nuclear Energy for new

(SNL) regarding code maintenance, development

Europe, Lyubljana, September 2012.

(including application of the PSI model to MEL-

L. Fernandez-Moguel and P. Vryashkova (INRNE),

COR) and use. PSI obtains the SCDAPSIM code,

SARNET-2 WP5 Benchmark on Air Ingress Experi-

maintenance and user support via a licence agree-

ments QUENCH-10, -16, 18 th International

ment with ISS, Idaho Falls, USA. SCDAPSIM is a

QUENCH Workshop, Karlsruhe Institute of Tech-

derivative of SCDAP/RELAP5 formerly supported

nology, Germany, November, 2012.

by the USNRC. Access to data from the OECD SFP

P. Vryashkova (INRNE) and L. Fernandez-Moguel,

project is obtained under the terms of the project.

Modelling of air oxidation in QUENCH-16: effect of oxygen concentration, 18th International

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

QUENCH Workshop, Karlsruhe Institute of Tech-

Progress has continued, with full implementation

B. Jaeckel and A. Rydl, MELCOR activities at

into MELCOR and further assessment using data

PSI: SFP program, first results and air oxidation,

from integral transient experiments with air ingress.

CSARP Meeting, Bethesda, Maryland, USA, Sep-

Detailed assessment and refining of the model con-

tember 2012.

tinues into 2013.

B. Jaeckel, Analysis of SFP Phase 2 Experiment

A benchmark has been conducted within the Euro-

using MELCOR, TM-42-12-12, November 2012.

nology, Germany, November, 2012.

pean Framework SARNET-2 Programme using the air ingress experiments QUENCH-10 and -16. The aims of the exercise are to compare the various recently

230

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Nomenclature

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Kunstar, T. Kärkelä, M. Mladin, Y. Pontillon, C.

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Karlsruhe Institute of Technology

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(formerly FZK)

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SNL

Sandia National Laboratories

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Acknowledgements

2003. [9]

J. Birchley and B. Jaeckel, Code Assessment

The authors gratefully acknowledge M. Stein-

Programme for MELCOR1.8.6, Contribution

brueck from KIT, Germany, and C. Duriez form

to ENSI 2009 Annual Research and Experience

IRSN, Cadarache, France, for providing valuable

Report – Erfahrungs- und Forschungsbericht,

information on their experimental and modelling

HSK-AN-6502, ISSN 1661–2884, April 2010.

programmes on air ingress, and for giving permis-

[10] OECD/NEA, Agreement on the OECD-NEA SFP

sion for their illustrations to be used in this report.

Project: An Experimental Programme and Re-

Thanks are due to staff from IBRAE for invaluable

lated Analyses for the Characterization of Hy-

technical input and to USNRC for the most helpful

draulic and Ignition Phenomena of Prototypic

initiative concerning model implementation.

Water Reactor Fuel Assemblies, January 2009. [11] U. Schmocker, P. Meyer, J. Mesot and J-M Ca-

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

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232

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident Author und Co-author(s)

P. Kudinov, W.M. Ma, W. Villanueva, A. Goronovski, C. Torregrosa, C.T. Thanh, S. Yakush, N. Lubchenko, A. Konovalenko, S. Basso, S. Thakre, L.X. Li, L. Manickam, R.C. Hansson, A. Karbojian, S. Bechta

Institution

Royal Institute of Technology (KTH)

Address

Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

Tel., E-mail, Internet address

46-8-5537 8821, ma@safety.sci.kth.se, www.safety.sci.kth.se

Duration of project

January 1, 2012 ~ December 31, 2012

ABSTRACT

The report discusses substantial advances and in-

The central aim of the MSWI (Melt-Structure-

sights which were achieved during 2012 for (i)

Water Interaction) project at Royal Institute of

vessel failure modes and timing and respective

Technology (KTH) is to develop risk oriented acci-

corium debris conditions which define melt ejec-

dent analysis frameworks for quantifying condi-

tion mode; (ii) confirmatory DEFOR tests on

tional threats to containment integrity for a Nor-

debris particle morphology, size distribution and

dic type BWR reference plant design. The

agglomeration; (iii) particulate debris spreading;

research activities are divided into four sub-tasks,

(iv) risk analysis of debris bed coolability; (v) expe-

tightly interconnected with each other: (1) risk

riment on thermal-hydraulics of various particu-

evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejection

late beds; and (vi) analysis of steam explosion im-

mode (MEM); (3) debris coolability map

pact on containment structures and its sensitivity

(DECO); and (4) steam explosion impact map

to melt release conditions.

(SEIM). Guidelines for experimental and analytical activities in the MEM, DECO and SEIM subtasks as well as integration of developed methods and produced data in ROAAM frameworks provided by RES.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

233

Project goals

previous and in more recent work [5]. Also recently, we investigated the influence of melt properties

The issues of exvessel coolability and steam explo-

and in-vessel pressure on the mode and timing of

sion in Nordic BWRs are intractable for only proba-

vessel wall failure. The approach is similar to our

bilistic or only deterministic analysis approach.

previous studies (e.g. see [1]) where a PECM model

There are complex interactions and feedbacks

for melt pool heat transfer is one-way coupled to

between scenarios of accident progression, and

an ANSYS thermo-structural mechanics.

deterministic phenomenological processes. There-

For the influence of pressure, we found that for a

fore, Risk Oriented Accident Analysis Methodology

melt pool of about 30 tons the global vessel failure

(ROAAM) that marries probabilistic and determin-

is delayed by about 46 min if pressure is reduced

istic approaches is considered as an adequate tool

from 60 bars to 3 bars. For a melt pool of about

for addressing these issues.

200 tons, the global vessel failure is delayed by

The central aim of the MSWI (Melt-Structure-Water

about 25 min if the pressure is reduced from 60

Interaction) project at Royal Institute of Technology

bars to 3 bars. The failure mode is determined

(KTH) is to develop risk oriented accident analysis

by the mass of melt and remains the same at all

frameworks for quantifying conditional threats to

considered pressures (3, 10, 30, and 60 bars). It

containment integrity for a Nordic type BWR refer-

is a localized creep (mainly attributed to the acti-

ence plant design.

vation of CRGT cooling) and a ballooning mode of

The research activities are divided into four sub-

global vessel failure for 200 and 30 tons of melt

tasks, tightly interconnected with each other: (1)

respectively.

risk evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejection

For the influence of melt properties, we found

mode (MEM); (3) debris coolability map (DECO);

that the thermal conductivity of solid debris is the

and (4) steam explosion impact map (SEIM). Guide-

most influential parameter in terms of the global

lines for experimental and analytical activities in

vessel wall failure time. Given a solid debris ther-

the MEM, DECO and SEIM sub-tasks as well as

mal conductivity, an increase in Tsolidus or Tliquidus

integration of developed methods and produced

generally leads to a decrease in melt mass and its

data in ROAAM frameworks will be provided in

corresponding melt superheat at the moment of

RES (risk evaluation and synthesis).

vessel wall failure. If the solid debris thermal con-

Substantial progress has been achieved in each

ductivity is below 1 W∙m-1∙K-1, almost all the debris

topic during 2012. Due to space constraint, the

is expected to remelt before the time of fail-ure.

present report just summarized some selected

On the other hand, if the thermal conductivity is

activities and the corresponding results. More de-

above 6 W∙m-1∙K-1, no liquid melt is expected at

tailed description of project achievements can be

the time of the wall failure. If vessel wall breach is

found in the publications [1–19] supported by the

the dominant failure mode for melt release, then

MSWI project.

it is important to clarify thermal conductivity of solid debris in different scenarios of core degrada-

Work carried out and results obtained

tion. We found that at any melt properties, IGT failure is expected before formation of liquid melt. Thus understanding of possibility of IGT ejection and melt release through the open IGT nozzles is

1. Progress in MEM Activity

important for further reduction of uncertainties.

The goal of MEM (Melt Ejection Modes) is to

We studied Instrumentation Guide Tube (IGT) fail-

234

develop deterministic models and probabilistic

ure, in particular, the possibility of clamping in the

frameworks to connect PDFs of the plant dam-

flow limiter area as a result of thermal expansion

age states with PDFs of the melt ejection modes.

and global vessel deformation. Previously [2], we

Specifically, we study the timing and modes (IGT,

have considered the maximum melt pool depth

CRGT, pump, and vessel wall) of vessel failure in

of 1.9 m (about 200 tons) and one location of

Nordic BWRs as these will determine the melt ejec-

the IGT that is closest to the center of the lower

tion characteristics such as vessel breach size, melt

plenum. With the implementation of CRGT and

superheat composition, flow rate and total amount

top cooling, we have found that the IGT casing

of ejected melt ([1], [2], [3], [4]). Validation of the

is not clamped in the flow limiter gap the entire

PECM model used for prediction of development

time. Since the IGT nozzle weld fails at least 1 hour

of the melt pool and heat transfer is done in the

before the global vessel wall does, the IGT failure is

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

(a)

(b)

Figure 1:

(a)

(b)

Figure 2:

Non-clamping of the IGT located closest to the bottom center (a) With CRGT and top cooling, and (b) Without CRGT and top cooling.

Clamping of the IGT located farthest from the bottom center (a) With CRGT and top cooling, and (b) Without CRGT and top cooling.

considered as the dominant vessel failure mode. At

significantly different melting temperatures (simu-

the expected time of IGT failure, the debris bed is

lants of oxidic and metallic corium debris) at differ-

still solid. In the continuation study, an IGT located

ent conditions (heat-up rate, debris composition,

farthest from the bottom center is considered as

size distribution, porosity, etc.), (ii) melt interaction

well as the influence of CRGT and top cooling (as

with IGT mock-up, (iii) possible melt leak through

SAM measure). In Fig. 1, the non-clamping of the

the IGT, and (iv) flow, ablation and freezing of the

IGT located closest to the bottom center is shown

melt containing solid particles through an open

for both cases with and without CRGT and top

IGT/CRGT nozzles in case of IGT/CRGT ejection.

cooling. All the clamping pairs are greater than the clamping threshold which also takes into account

3. Progress in DECO Activity

the expansion of the IGT housing. The uncertainty

Melt fragmentation, quenching and long term

range of the global vessel failure time is obtained

coolability of porous debris bed in a deep pool

by considering the influence of the melt proper-

of water under reactor vessel is employed as a

ties. Clamping of the IGT is possible, as shown in

severe accident (SA) mitigation strategy in several

Fig. 2, for the IGT located farthest from the bot-

designs of light water reactors (LWR). Properties

tom center for both cooling and non-cooling cases.

of the debris bed such as particle size distribu-

However, it happens in the time window where

tion, porosity, fraction of agglomerated debris and

IGT can still fail due to weld failure. Further study

geometrical configuration of the debris bed are

is necessary to identify the time of IGT failure due

the factors which define if the decay heat can be

to weld failure. Also for future work, we need to

removed from the debris bed by natural circulation.

identify locations of non-clamped IGTs as this will

DECO goal is to develop deterministic (data and

determine the region where melt can be available

mechanistic models) and probabilistic frameworks

for ejection.

for assessment of the risk associated with forma-

Lastly, it should be mentioned that a design of a

tion of non-coolable debris bed.

new facility to perform experiments for debris remelting and melt interactions with vessel structures

3.1 Progress in DEFOR-A Experiments

is being developed. The key physical phenomena

A series of confirmatory DEFOR-A tests has been

to be addressed in the experiment are (i) remelt-

carried out with a binary mixture of heavy oxides

ing of debris which consist of components with

ZrO2-WO3 as a corium melt simulant material.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

235

The melt has high melting temperature (1231 °C)

relatively small changes (~10–20 K) of water sub-

which reduces the gap between the test and plant

cooling were explained [10] by the effect of transi-

accident conditions. It also provides better visu-

tion from film to nucleate boiling on the particle

alization of the melt-coolant interaction details

thermal stress. Experimental observations [9] and

because, and it has one element of the prototypic

predictions [10] also suggested that smaller par-

corium component ZrO2. Dependencies of the

ticles (below 1 mm) have higher chances to avoid

agglomerated debris fraction on the pool depth

fracturing.

were measured in four tests (A10, A11, A12, A14)

A series of confirmatory DEFOR-S type experiments

with about 20 kg of melt at about 60–200 °C

was carried out in a small scale MISTEE (micro

superheat. Similar results and tendency of increas-

interactions in steam explosion energetic) facil-

ing fraction of agglomerated debris in case of

ity. DEFOR-MISTEE tests [11] were performed by

higher melt superheat were confirmed in com-

quenching small scale jets of different binary oxide

parison to those obtained in the previous DEFOR-A

melt simulants (WO3-Bi2O3 and WO3-ZrO2 eutec-

tests with another melt simulant (Bi2O3-WO3) [6].

tic compositions) in water. The analysis of debris

Results of the tests generally confirm that data pro-

generally confirmed a transition in particle size

duced in the DEFOR-A experiment are not sensitive

distribution between low and high water subcool-

to variations of melt material, at least for binary

ing. The transition occurs at ~50 K water subcool-

oxidic type of melt.

ing for WO3-Bi2O3 and ~60 to 70 K for WO3-ZrO2.

The effect of jet free fall height on the particle size

The average particle size increases with decrease

distribution was also assessed in the new series of

in subcooling. WO3-Bi2O3 material had a tendency

tests. A range between 0.7 m (A11), and 0.0 m

to produce more round shaped particles with low

(A12, A14 with release of melt under water) was

water subcooling i.e. less than ~40 K while the pres-

investigated. Remarkably, we found no big differ-

ence of round shaped particles was limited to ~0.3

ence between the particle size distributions and

mm at higher water subcooling i.e. above ~40 K.

morphologies obtained in case of melt release above

Mass fraction of fractured particles increases along

water level (jet free fall height more than 0.2 m).

with subcooling in all the tests.

In case of melt release under water the size of

Particle sizes and fraction of round shape WO3-

the debris increases and morphology of the debris

ZrO2 particles were consistently larger than those

changes from spheroid to flap-like particle. This

of WO3-Bi2O3 particles, suggesting that there are

suggests that there is a change in the hydrody-

considerable differences in thermo-mechanical

namic breakup regime. In general obtained in the

properties important for the fragmentation modes.

new series of the tests size distributions are similar

In general results of the small scale tests carried

to those observed in the previous DEFOR-A test

out in MISTEE facility is in good agreement with

with Bi2O3-WO3 melt and agree with the data

previous experimental data obtained in a larger

from FARO experiments with prototypic corium

scale facility (DEFOR) with WO3-Bi2O3 [9] and with

melt mixtures, larger jet diameters and jet free fall

results of simulations [10]. Further experiments

heights. These findings are quite encouraging with

and analysis are necessary to develop quantitative

respect to possibility of using DEFOR-A data for

particle size distribution and morphology maps.

validation of particle formation and agglomeration models and further work in this direc-tion is reported in [7], [8].

3.3 Progress in PDS Activity Boiling and two-phase flow inside the bed serves as a source of mechanical energy which can reduce

3.2 Progress in DEFOR-MISTEE Tests

the height of the debris bed by so called «self-

This work is motivated by the insights from Debris

leveling» phenomenon. However, to be effec-tive

Bed Formation tests (DEFOR-S and DEFOR-A) car-

in providing a coolable geometrical configuration,

ried out with WO3-Bi2O3 as corium simulant mate-

self-leveling time scale has to be smaller than the

rial. Analysis of DEFOR debris revealed strong influ-

time scale for drying out and onset of re-melting

ence of water subcooling on particle morphology

of the bed. The goal of this work is to assess char-

(round shape or sharp edges), which was appar-

acteristic time scale of particulate debris spreading.

ently created in different fragmentation modes

The PDS activity covers experimental and analytical

(hydrodynamic breakup and solid fracture) [9].

studies concerning the self-leveling phenomenon.

The changes in particle morphology from mostly

The experimental studies provides valuable data in

round shape to mostly sharp edges (fractured) at

terms of empirical closure dependence of the par-

236

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

(a)

(b)

Group

Tests

E2–E3; E7–E8;

Figure 3:

(c)

PDS facilities: a) General schematics; b) PDS-C facility; c) PDS-2 facility.

Table 1:

Effect studied

List of the PDS tests divided into several groups according to the studied effects.

Injected gas (air) flow rate influence

E2–E4

E5–E6; E7–E9

E10–E12

Roughness of the spreading surface with help of friction net

E12–E14

Influence of the water presence

E12–E15

Mixture of particles with dissimilar morphology

E18–E23

Influence of inclined spreading surface (0º–15º)

E10–E11

Reproducibility tests

C1–C17

Tests on PDS-C facility at high (up to 2.1m/s) superficial velocities

Particle density and size Leading edge gas injection (turned on/off) influence

ticle flux on the local debris bed slope angle, gas

experimental conditions) necessary for modeling

flow rate and other characteristic properties of the

of the self-leveling phenomenon.

bed. In the experiments on the particulate debris

The most important experimental finding from

spreading air injection at the bottom of the bed is

PDS-2 and PDS-C is that the bulk of the debris

used to simulate steam flow through the porous

bed volume is immobile most of the time. Only

debris bed. There were built three (PDS-1, PDS-2

the topmost layer of the debris is responsible for

and PDS-C) experimental facilities (Fig. 3) allowing

the spreading of the bed. The moving layer thick-

gas injection fluxes up to 60 L/s corresponding to

ness is order of few diameters of the particles. This

a maximum superficial velocity of 2.1 m/s. From

qualitative behavior does not depend on the facil-

our preliminary scaling analysis it follows that this

ity scale and mass of the debris. It doesn’t change

gas flux covers the decay heat induced steam pro-

when the gas flux is increased until the bed is sud-

duction rates in the prototypic conditions for the

denly fluidized and put into motion. It means that

fragmented debris bed of up to 3 m tall. There are

experimental data obtained on particulate debris

about 40 experiments preformed in PDS experi-

spreading in reduced scale (such as PDS) facilities

mental facilities. The goal of experiments was to (i)

can be directly applicable to the prototypic acci-

identify parameters and conditions (Table 1) which

dent conditions if particle properties (such as size

influence most the time scale of the debris bed

distribution, morphology, density etc.) are similar

spreading and (ii) create a database of ex-perimen-

to those of corium debris and gas flow rate is prop-

tal closures (dependence of the particle flux on

erly scaled. The post-processing of experimental

(a)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

(b)

Figure 4: Closure for dependence of the particle mass flux on the local slope angle and ratio of the gas superficial velocity to the minimum bed fluidization velocity: a) fit to experimental data with 3 x 3mm stainless steel particles; b) interpolated closure 3D surface with some experimental points.

237

Figure 5: Experimental data (red circles) and corresponding fit (blue curves) (a-b) and modeling re-sults (blue curves) compared vs. experimental points (red circles) (c-d) for selected PDS tests.

a) PDS-E20 closure

b) PDS-E21 closure

c) PDS-E20 modeling

d) PDS-E21 modeling

data allows us to build the experimental closure

value for the Dryout Heat Flux (DHF) as a function

in a form of a map used in the model. The model

of debris bed parameters (mean particle diameter

is based on semi-empirical approach where the

and porosity). However, an important question for

mass-balance equation for the debris bed is solved

safety analysis is the quantification of uncertainties

with provided experimental closure of the particle

inherent in the problem. A one-dimensional coola-

mass flux (see above). The details on our analytical

bility problem was considered in [13], with the aim

approach are reported in [12]. As demonstrated in

of analyzing the influence of aleatory uncertain-

Fig. 5, the model of the particulate debris spread-

ties in input physical parameters and modeling

ing has been successfully validated against experi-

(epistemic) uncertainties on the prediction of DHF.

mental results obtained in PDS tests.

Global sensitivity analysis is applied to rank the

The modeling of the particulate debris spreading

aleatory and epistemic parameters according to

showed that a good agreement between the sim-

their effects on DHF and average pressure drop.

ulation and experimental results is achieved regard- The most influential model parameters are then less of the fit method used to interpolate closures

calibrated to achieve the best fit to experimental

(Fig. 5). In order to apply the model for assessment

data available. On the one hand, we demonstrate

of the efficacy of particulate debris spreading in

that model calibration is instrumental in achieving

SA conditions further work is necessary on devel-

considerable improvement of quantitative agree-

opment of experimental closures covering wide

ment between the experimental and simulation

range of gas injection rates, physical properties of

data. On the other hand, experience of model

particles, their morphologies, size distributions etc.

calibration also suggested that (i) optimization of model parameters with respect to available experi-

238

3.4 Progress in DECOSIM Code Development and Risk Assessment of Debris Coolability

mental data on DHF is an ill-posed problem, and (ii)

Focus of the work in this task was on develop-

pressure drop experiments does not automatically

model calibration with respect to one-dimensional

ment of approaches to assessment of uncertain-

improve the prediction of DHF and in some cases

ties and risks related to debris bed coolability [13],

can even worsen it. Based on these insights, one

[14], [15]. Coolability of heat-releasing debris bed

can speculate that further analytical and experi-

is an important issue in the severe accident analysis

mental efforts are necessary to establish a better

and management. Traditionally, theoretical stud-

consistency between model form and experimen-

ies of top or bottom-fed debris bed coolability

tal data on pressure drop and DHF.

have been focused on obtaining a ÂŤbest estimateÂť

One-dimensional coolability problem for a flat

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

homogeneous heat-releasing debris bed is con-

of the DHF prediction, while the lower DHF bound-

sidered in [14], with the critical conditions for

ary (at 5% CDF) can either increase or decrease.

steady-state cooling characterized by the Dryout

The latter depends on the variation of the mean

Heat Flux (DHF). DHF is determined for top-fed

value which the changes in the ranges and distri-

and bottom-fed debris beds from several two-

bution function can entail.

phase models differing by the treatment of porous

The concept of «load versus capacity» is employed

and interphase drag. Aleatory uncertainties due

in [15] to quantify the probability of failure (local

to randomness of the debris bed formation sce-

dryout). Possible choices of «load» and «capac-

nario and respective physical parameters (particle

ity» in terms of heat fluxes, thermal power or melt

diameter, porosity) are quantified. It is shown that

mass as well as the results of Monte Carlo simula-

the «model-to-model» differences are noticeable

tions of distribution functions for the local heat

on the cumulative distribution functions, however,

flux and the dryout heat flux at the debris bed

the lower coolability boundary, corresponding to

top point (defined as the extensions of one-dimen-

5% of cumulative distribution function of DHF, is

sional counterparts) are discussed in [15]. A surro-

predicted by all models in quite narrow range. The

gate model for the dryout heat flux is developed by

effects of the ranges and distributions of the input

the generalization of two-dimensional simulation

parameters on the DHF and CDF are investigat-

results. Dryout probabilities are obtained under the

ed. We show that qualitative behavior of the CDF

conservative assumptions (neglecting the coola-

and conclusions about the relative importance of

bility improvement due to side ingress of water

uncertainties in different input parameters do not

into a non-flat debris bed), and from the surrogate

change if different probability distributions are

model (see Table 2).

used. However, the lowest DHF values corresponding to 5% CDF can be increased by about 25–30%

3.5 Progress in POMECO Experiment

due to the elimination of, or making less probable,

The objective of the POMECO experiments is to

the most prone to dryout combinations of param-

provide data for validation of the codes which can

eters. Narrowing of the uncertainty ranges of the

assess the coolability of a debris bed formed in

input parameters decreases the total uncertainty

fuel coolant interactions (FCI) during a postulated

Table 2: Probabilities

Dryout probability P, [%]

Slope angle α

M = 200 t, Q = 3 GW 2D model 0

Conserv.

M = 256 t, Q = 3.9 GW 2D model

<0.01

of debris bed dryout

Conserv. <0.01

0–20°

1.1

4.7

1.6

6.2

0–35°

4.4

15.3

5.9

18.9

Figure 6: Schematic Diagram of various test Beds

a) Bed-1

b) Bed-2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

c) Bed-3

d) Bed-4

239

severe accident of LWRs. The debris bed may be

the Reed model. The coolability of all the beds

multidimensional and inhomogeneous. The ex-

is enhanced by the natural circulation induced by

periments are carried out for the beds with trian-

the downcomer and the forced injection of cool-

gular stratification and radial stratification [16â&#x20AC;&#x201C;17]

ant from bottom. It is observed from the homoge-

in order to study the effect of multidimensional-

neous bed study that the effect of downcomer be-

ity and inhomogeneity on coolability of the debris

comes more predominant for the particulate bed

bed.

of smaller size particles (comparing the percent-

The two test facilities, POMECO-FL and POMECO-

age of increase in the dryout heat flux). In case of

HT, were used for the determination of friction

radially stratified bed, it is found that the dryout

laws and dryout heat flux of the particulate beds,

heat flux is dominated by the bigger size of particle

respectively. Experiments with 1D homogeneous

layer, and the dryout mostly occurred initially in

bed (20 cm Ă&#x2014; 20 cm in cross section and 60 cm

the boundary of two layers. The enhancement in

high) are carried out and followed by the experi-

the dryout heat flux by the downcomer is found

ments with triangular stratification and radial strat-

to be comparable to homogeneous bed. For the

ification. It is carried out to compare the coolability

triangular bed, the dryout power density under

of multidimensional bed with that of homoge-

top-flooding condition is increased by around 69%

neous bed. Stainless steel sphere particles of diam-

as compared to the homogeneous bed which have

eter 1.5 mm and 3 mm were used. The shapes of

the same volume, due to the multi-dimensional

various beds are as shown in Fig. 6. Bed-1 and

ingression of coolant in heap-like bed.

Bed-2 are homogeneous beds, whereas Bed-3 and Bed-4 are radial stratified and triangular shape.

4. Progress in SEIM Activity

Along with top-flooding conditions, bottom-fed

The goal of SEIM activity is to develop determin-

cases are also carried out for each of the test bed

istic models and probabilistic frameworks for as-

configurations to obtain dryout heat fluxes/dry-

sessment of steam explosion risk. The tasks include

out power densities. To study the effectiveness

i) development of deterministic tools to bound

of natural circulation driven coolability (NCDC), a

steam explosion loads and to quantify fragilities

downcomer was employed with the test section.

of containment structures which are critical for

Some important conclusions are deduced from the

ex-vessel melt coolability; and ii) development of

study of different test beds under various condi-

probabilistic framework for quantification of sce-

tions which shows that the dryout heat fluxes in

nario dependent aleatory uncertainties in loads

case of homogeneous beds under top-flooding

and fragilities for the ex-vessel steam explosion.

conditions are comparable with the prediction of

As a part of the task #i), numerical analysis is carried

Figure 7: Geometry of the flooded cavity.

240

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

out for the assessment of loading on containment

APRI (consortium of the Swedish Nuclear Authority

walls. The present study deals with the premixing

SSM and Swedish nuclear power companies), ENSI,

and explosion phase calculations of a Nordic BWR

European Union (SARNET2 Project) and NKS (Nor-

dry cavity, using MC3D, a multiphase CFD code

dic Nuclear Safety Research).

for fuel coolant interactions. The main goal of the study is to calculate the pressure in the cavity and the impulses on the side wall. The conditions for the calculations are used from the SERENA-II BWR

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

case exercise (the geometry is shown in Fig. 7). The other objective is to do the sensitivity analysis of

In summary, substantial progress has been achieved

the parameters in modeling of fuel coolant inter-

in the project to help quantify severe acci-dent

actions, which can help to reduce uncertainty in

risks in light water reactors (LWRs). The MEM study

assessment of steam explosion energetics.

advanced understanding of the importance of dif-

The obtained results [18] show that the amount

ferent factors, such as internal vessel pressure and

of liquid melt droplets in the water (the region

melt properties, on modes and timing of failure of

of void<0.6) is maximum prior to reaching the jet

a BWR lower head to quantify the melt discharge

at the bottom. In the explosion phase, maximum

characteristics (jet size, melt mass, compositions

pressure is attained at the bottom and the maxi-

and superheat). The DECO study is focused on (i)

mum impulse is at the bottom of the side wall. The

obtaining experimental data and development of

analysis is carried out using two different triggers,

deterministic modeling tools for prediction of the

but there is little effect of trigger timing found

debris bed properties (size distribution and mor-

on the impulses on wall. Moreover, the paramet-

phology of debris particles, porosity of the bed and

ric study is carried out using different jet diam-

fraction of agglomer-ated debris), (ii) development

eters, droplet sizes and subcoolings. The pressure

and validation of the DECOSIM code for investiga-

attained and impulses on the wall are higher for

tion of feedbacks and self-organization processes

bigger jet diameters, though there is little variation

in the debris bed formation and coolability, and

found between 30 cm and 40 cm jets. The amount

(iii) uncertainty and risk assessment in coolability

of liquid melt droplets in water is higher for big-

of the debris bed in prototypic accident conditions.

ger droplet size and thus, the pressure attained

The SEIM study is assessing the impact of steam

and impulses on the wall are higher. For higher

explosion on containment structures and provides

subcoolings the more liquid droplets are in con-

sensitivity analysis of the impact to the conditions

tact with the coolant causing high pressure and

of melt release.

impulses on the wall. The three times higher subcooling caused around 20 percent higher impulse on the wall.

Publications

Moreover, to understand the physics of singledroplet steam explosion, the molten droplet pre-

[1]

Villanueva W., Tran C.-T., Kudinov P., «Coupled thermo-mechanical creep analysis for

conditioning (deformation/pre-fragmentation) during the initial phase of the fuel coolant interac-

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head,» Nuclear Engineering and Design, 249, 2012, 146–153.

the Volume of Fluid (VOF) method. The MISTEE experimental data was used as a benchmark for

[2]

Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P.,

the validation of the performed calculations, and

«Analysis of Instrumentation Guide Tube

the results of the separate-effect study quanti-

Failure in a BWR Lower Head,» Proceedings

tatively demonstrate the importance of droplet

of The 9th International Topical Meeting on

velocity and melt properties on the melt droplet

Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and

preconditioning [19].

Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September 9–13, , N9P0268, 2012.

International Cooperation

[3]

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The activities in the MSWI Project at Royal Insti-

a Boiling Water Reactor,» Proceedings of The

tute of Technology (KTH) are jointly supported by

9th International Topical Meeting on Nuclear

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

241

[4]

Thermal-Hydraulics, Operation and Safety

and Melt Jet Parameters on Debris Forma-

(NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September

tion,» 15th International Topical Meeting on

9–13, , N9P0289, 2012.

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Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P., «Ef-

15), Pisa, Italy, May 12–17, 2013.

fect of CRGT Cooling on Modes of Global

[12] Konovalenko A., Basso S., Karbojian A., and

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Kudinov P., «Experimental and Analytical

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Study of the Particulate Debris Bed Self-lev-

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Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydrau-

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Kudinov P., Karbojian A., Tran C.-T., Villanue-

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15th International Topical Meeting on Nuclear

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[11] Manickam L., Hansson R., Kudinov P, Bechta S., «On the Influence of Water Subcooling

242

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pool,» Annals of Nuclear Energy, Vol.53, pp.228–237, 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung Autor und Koautoren

S. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler

Beauftragte Institution

Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen

Adresse

5232 Villigen PSI

Telefon, E-Mail, Internetadresse +41 56 310 2338, Sabine.Mayer@psi.ch, www.psi.ch Dauer des Projekts

1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG

Experten der Sektion Messwesen wirkten aktiv

Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Pro-

in verschiedenen internationalen Arbeitsgrup-

jekts «Zusammenarbeit in der generischen

pen der Technischen Kommission 85 der Inter-

Strahlenschutzforschung» verschiedene Pro-

nationalen Standardorganisation ISO und EU-

jekte bearbeitet, die Weiterentwicklungen auf

RADOS

dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech-

Group») mit. Dabei wurde sowohl an wesent-

(«European

Radiation

Dosimetry

nik und Radioanalytik darstellen:

lichen Revisionen der Normenwerke als auch

Im Zuge der Fachbegleitung der innerhalb der

an der Erstellung von internationalen Berich-

Sektion Messwesen durchgeführten Disserta-

ten gearbeitet.

tion wurden drei Messstationen an verschie-

Im Berichtsjahr nahm die Radioanalytik wiede-

denen Orten auf dem PSI-Gelände platziert. Die

rum an verschiedenen nationalen und interna-

kontrollierten und bilanzierten Abgaben von

tionalen Ringvergleichen teil (BfS-Berlin, PRO-

gasförmigen Positronenstrahlern der zentralen

CORAD-Paris, IAEA-Wien, IRA-Lausanne, BfG-

Fortluft PSI-West werden als Tracer eingesetzt

Koblenz), wobei alle PSI-Messresultate der bis-

und deren Photonenstrahlung von den Mess-

her publizierten Ringvergleiche innerhalb der

stationen gammaspektrometrisch gemessen.

Toleranzintervalle lagen. Beim Projekt «An-

Auf diese Weise lassen sich innerhalb der Disser-

wendung der validierten ISOCS/LABSOCS-

tation erarbeitete Simulationen validieren.

Software» nahm die Radioanalytik an Schu-

Von einer IAESTE-Studentin analysierte Mess-

lungen seitens der Firma Canberra teil,

werte der NADAM- und MADUK-Sonden so-

installierte die neusten Spektrometrie Soft-

wie die Rohdaten der Aeroradiometrie aus den

warepakete und kalibrierte ein charakterisier-

Jahren 1994–2012 wurden benützt, um neue

tes Gamma-Spektrometer mit zertifizierten Re-

radiologische Karten der Schweiz zu erstellen

ferenzstandards.

Die Daten wurden im geografischen Informationssystem ARCGIS gespeichert und in eine Karte integriert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

243

Projektziele

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit den für 2012 folgende Projektziele mit dem ENSI

(12/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung

vereinbart:

Im Jahr 2012 wurden verstärkt die turbulenten Ein-

in der generischen Strahlenschutzforschung wur-

strömbedingungen für LES (Large Eddy Simula(12/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung

tions) untersucht, da die Ergebnisse der Simulationen von den Anfangs- und Randbedingungen abhängig sind. Im Gegensatz zu RANS (Reynolds

(12/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit

Averaged Navier Stokes)-Simulationen, die zu Beginn der Doktorarbeit durchgeführt wurden, muss

(12/3) Dokumentation zur Bestimmung

die Turbulenz explizit vorgegeben oder im Modell

von Aerosolverlusten in komplexen

erzeugt werden.

Leitungssystemen

Zunächst erfolgten Testsimulationen in einem leeren Gebiet mit fünf verschiedenen Einströmprofi-

(12/4) Erstellung neuer radiologischer

len, danach wurde ein zusätzlicher Block einge-

Karten der Schweiz

baut. Bei der Darstellung der turbulenten Momente <uw>, σu und σw fiel auf, dass insbesondere die

(12/5) Mitarbeit bei der internationalen

Standardabweichung der horizontalen Geschwin-

Normung in Strahlenmesstechnik

digkeit σu nicht mit den Referenzwerten der Literatur übereinstimmt. Grund hierfür war eine fehlen-

(12/6) Teilnahme der Radioanalytik an

de Entwicklung der turbulenten Grenzschicht. Die

internationalen Vergleichsmessungen

Ergebnisse wurden beim 3. Internationalen EU-

(Gamma- und Alpha-Spektrometrie, Tritium,

LAG Workshop in Loughborough Ende Juni präsen-

Strontium, usw.)

tiert und diskutiert. Weitere Simulationen in einem Gebiet mit Aare (s.

(12/7) Anwendung der validierten ISOCS/

Figur 1) zeigten, dass der Einströmbereich sehr lang

LABSOCS-Software für Dichte-, Summations-

sein muss, damit sich eine Grenzschicht ausbildet.

und Geometrie-Korrekturen in der Gamma-

Die Rechenzeit würde sich in diesem Fall verlän-

Spektrometrie

gern, daher erfolgte der Umstieg von offenen zu zyklischen Randbedingungen. Da das Gebiet west-

(12/8) Absolutmessungen reiner β-Strahler

lich der Aare höher ist als das Gebiet im Osten,

mit der TDCR-Methode für Halbwertszeitbe-

wurde ein künstlicher Hügel eingebaut, so dass die

stimmungen langlebiger Nuklide (10Be, 32Si, 63

Ni, 93Zr, 129I)

beiden Ebenen im Aus- und Einströmbereich auf einer Höhe liegen. Die künstliche Erhebung hat keinen Einfluss auf die Ergebnisse, weil lediglich der

(12/9) Dokumentation der Studien in

Bereich vor dem Hügel von Interesse ist.

n-Dosimetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-Detektoren 30

(12/10) Mitarbeit in EURADOS-Programmen

mit direktem Bezug zu aktuellen Frage-

Absprache mit dem Projektleiter

18 14 10

Height above ground / m

(12/11) Ad-hoc-Probleme des ENSI nach

y/m

stellungen in der Schweiz

6 2 100

200

300

400

500 x/m

600

700

800

900

Figur 1: Leeres Gebiet mit unterschiedlichen Höhen westlich und östlich der Aare.

244

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figur 2: 200

z/m

4 100

3 2 1

150

5 4

z/m

Horizontal Velocity in ms−1

150

100

3 2 1

−1 0 0

100

200

x/m

300

400

500

Horizontale Windgeschwindigkeit simuliert mit offenen (links) und zyklischen (rechts) Randbedingungen

Horizontal Velocity in ms−1

200

−1

−2

0 0

100

200

x/m

300

400

500

−2

Die Simulationsergebnisse bei Verwendung of-

nuten-Messwerte aus dem Zeitraum vom 24.4.–

fener und zyklischer Randbedingungen sind in Fi-

31.8.2012 sind in Figur 4a dargestellt. Die Vor-

gur 2 dargestellt. Ein Vergleich der Resultate zeigt,

zugsrichtungen entlang des Aaretals nach Nord-

dass bei Anwendung von zyklischen Randbedin-

Nordost und Süd-Südwest sind klar erkennbar. Zu-

gungen eine turbulente Durchmischung entsteht,

sätzlich gibt es noch Wetterlagen mit östlicher

während sich im anderen Fall nur einzelne Verwir-

Ausbreitung. Ausbreitungen in nordwestlicher, be-

belungen und numerische Artefakte ausbilden.

ziehungsweise südöstlicher Richtung treten nur selten auf.

(12/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit

Die Ausbreitungsvektoren wurden nun anhand der

Eines der Ziele der Fachbegleitung ist die Bereitstel-

Messwerte der gammaspektrometrischen Mess-

lung von Messdaten zur Verifikation der Modell-

stationen sortiert. Hierzu wurden alle Ausbrei-

rechnungen. Hierzu werden die kontrollierten und

tungsvektoren eliminiert, bei welchen das modifi-

bilanzierten Abgaben von gasförmigen Positro-

zierte MMGC-Verhältnis unter dem Durchschnitts-

nenstrahlern der zentralen Fortluft PSI-West als

wert liegt. Es zeigt sich wie erwartet für die östlich

Tracer eingesetzt. Die abgegebenen Positronen-

des Abgabepunkts (Kamin der zentralen Fortluft-

anlage PSI-West) gelegene Messstation 1, dass

(1%) lassen sich über die mit der Annihilationsre-

überdurchschnittlich hohe modifizierte MMGC-

aktion verbundene Aussendung zweier Photonen

Verhältnisse gehäuft bei östlichen Ausbreitungs-

mit einer Energie von 511 keV gammaspektrome-

richtungen auftreten (Figur 4b). Für die südöstlich

trisch messen. Drei Aluminiumkisten mit einem 3 x

gelegene Messstation 2 (Figur 4c) treten über-

3 Zoll NaI(Tl)-Detektor, Gammaspektrometer und

durchschnittliche MMGC-Verhältnisse vermehrt

strahler

O (67%),

C (16%),

N (16%) und

einem Industrie-PC zur Datenerfassung und -über-

bei südwestlichen Ausbreitungsrichtungen auf.

mittlung wurden konstruiert und an den geplanten

Grund hierfür ist das praktisch vollständige Fehlen

Standorten in Betrieb genommen. Zur Unterschei-

von Ausbreitungsvektoren in der erwarteten süd-

dung der Annihilationsstrahlung vom schwanken-

östlichen Richtung aufgrund der Vorzugsrich-

den Untergrund aufgrund der natürlich vorkom-

tungen der Windrichtung. Der gleiche Effekt ist bei

menden Radon-Zerfallsprodukte wird als Kenn-

der nördlich gelegenen Messstation 3 (Figur 4d) zu

grösse in Anlehnung an das in der Aeroradiometrie

beobachten, bei welcher die überdurchschnitt-

verwendete Man-Made-Gross-Counts (MMGC)Verhältnis das Verhältnis der Zählraten in den Energiefenstern unter- und oberhalb von 550 keV verwendet. Der zeitliche Verlauf des modifizierten MMGC-Verhältnisses (Figur 3) zeigt einen deutlichen Unterschied zwischen der Zeit des Shutdown des Pro-

Figur 3: Zeitlicher Verlauf des modifizierten MMGCVerhältnisses auf dem Dach der Neutronenleiterhalle WNLA (Messkiste 2)

tonenbeschleunigers und der Zeit nach dessen Wiederinbetriebnahme am 18. April 12. Aus dem am Hochkamin des PSI in 70 m Höhe gemessenen Windvektor wurde der um 180° gedrehte Ausbreitungsvektor berechnet. Alle 10-Mi-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

245

Abbildung 4: Ausbreitungsvektoren im Zeitraum vom 24.4– 31.8.2012. Die Länge der Achsen beträgt 10 m/s. a: Gesamt; MMGC-Verhältnis über Durchschnitt bei b: Messstation 1 (Sondengarten OA-SE), c: Messstation 2 (Dach Neutronenleiterhalle) und d: Messstation 3 (Parkplatz WGHA)

lichen modifizierten MMGC-Verhältnisse vermehrt

Die einfachste Möglichkeit, die Resuspension in

bei nord-nordöstlichen Ausbreitungsrichtungen

das Modell zu integrieren liegt in der Annahme ei-

auftreten.

ner konstanten Penetration oberhalb eines Grenzdurchmessers (Figur 7). Wird dieser Grenzdurch-

(12/3) Dokumentation zur Bestimmung von Aerosolverlusten in komplexen Leitungssystemen

der quadratischen Abweichungen zwischen Mo-

messer zu 33 Mikrometer gewählt, ist die Summe dell und Messwerten über alle Prüfaerosole am

Wie bereits im vergangenen Jahresbericht be-

niedrigsten. Dieses Modell kann die gemessenen

schrieben, wurden in 2011 durch zwei Spezialfir-

Penetrationen für alle Prüfaerosole mit Ausnahme

men Messungen der Aerosolpenetration an einem

der Polystyren-Partikel LP und SP zufriedenstellend

Testaufbau für ein neues Probenahmesystem für

reproduzieren (Figur 8). Eine mögliche Erklärung

den Hochkamin PSI-Ost durchgeführt. In einer wei-

für die unerwartet geringen Penetrationen könnte

teren Analyse wurden die für verschiedene Prüf-

in einem zusätzlichen Abscheidemechanismus

aerosole gemessenen Penetrationen mit den Er-

durch elektrostatische Kräfte (Elektrodeposition)

gebnissen aus verschiedenen Penetrationsmodellen

liegen.

verglichen. Figur 5 zeigt den bereits im vergange-

Die Frage, ob eine zusätzliche Abscheidung durch

nen Jahr berichteten Vergleich der Messwerte mit

Elektrodeposition zwingend für die Erklärung der

Modellrechnungen eines von der A&M-Universität

Abweichung zwischen Modellrechung und Mess-

Texas zur Verfügung gestellten Programms DE-

werten der Penetration der Polystyren-Prüfpartikel

PO2001a (Figur 6).

erforderlich ist, wird mit einem vereinfachten Pe-

Das im Programm DEPO2001a enthaltene Modell

netrationsmodell weiter untersucht. Hierzu wird

246

berücksichtigt keine etwaige Resuspension von

anstelle der Modelldeposition aus dem Programm

Partikeln, was in der Vorhersage einer verschwin-

DEPO2001a analog zum Einbezug der Resuspen-

denden Penetration für Partikel mit Durchmessern

sion ein konstanter Wert von 100% unterhalb

grösser als 30 Mikrometer mündet. Diese Vorher-

eines Grenzdurchmessers gesetzt. Dieser Grenz-

sage steht im klaren Widerspruch zu den gemes-

durchmesser, wie auch der Grenzdurchmesser für

senen Penetrationen der Prüfaerosole S3, L3, S4

die Resuspension, wird durch die Minimierung der

und L4. Diese Prüfaerosole weisen praktisch iden-

Summe der quadratischen Abweichungen zwi-

tische Messwerte der Penetration mit einem Mit-

schen Modellpenetration und Messwerten festge-

telwert von 0.83 ± 0.02 auf.

legt. Ohne Einbezug der Messwerte für die mono-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figur 5 (links): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das Programm DEPO2001a vorhergesagten Penetrationen.

Figur 6 (rechts): Vorhersage der Penetration mittels des Programms DEPO2001a.

Figur 7 (Links): Vorhersage der Penetration mittels des Programms DEPO2001a, ergänzt durch einen konstanten Anteil zur Berücksichtigung der Resuspension.

Figur 8 (rechts): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das mit einem konstanten Resuspensionsanteil ergänzte Programm DEPO2001a vorhergesagten Penetrationen.

Figur 9 (Links): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das vereinfachte Penetrationsmodell ohne Einbezug der Polystyrenpartikel SP und LP vorhergesagten Penetrationen.

Figur 10 (rechts):

dispersen Polystyren-Prüfpartikel ergab sich ein

dungsprozess ist demnach nicht zwingend zur

unterer Grenzdurchmesser von 8 Mikrometern

Interpretation der Messergebnisse erforderlich. Zu-

und ein Grenzdurchmesser der Resuspension von

sätzliche Messungen mit Partikeln gleicher Grösse

19 Mikrometern. Auch mit diesem vereinfachten

mit anderer Materialzusammensetzung können

Penetrationsmodell können die gemessenen Pene-

hier zur Klärung beitragen.

trationen der Prüfaerosole zufriedenstellend reproder physikalisch fundierteren Modellrechnung mit

(12/4) Erstellung neuer radiologischer Karten der Schweiz

DE-PO2001a (Figur 8) recht ähnlich.

IAESTE-Studentin M. Grauzynite analysierte Mess-

duziert werden (Figur 9) und sind den Ergebnissen

Wird auch die Abweichung zwischen Modell und

werte der NADAM- und MADUK-Sonden sowie

Messwerten für die Polystyren-Partikel berück-

die Rohdaten der Aeroradiometrie aus den Jahren

Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das vereinfachte Penetrationsmodell mit Einbezug der Polystyrenpartikel SP und LP vorhergesagten Penetrationen.

sichtigt, verändern sich die beiden Grenzdurch- 1994–2012. Die Daten wurden im geografischen messer zu 6.4 Mikrometer und 16 Mikrometer. Der

Informationssystem ARCGIS als Punkt-Shape-Da-

Durchmesserbereich mit verschwindender Pene-

tei gespeichert und in eine Karte (Figur 11) inte-

tration verschiebt sich also geringfügig zu kleineren

griert. Die Nachauswertung der Rohdaten vor

Durchmessern. Die Penetrationen aller Prüf- 1994 machen eine Anpassung der Auswertesoftaerosole können nun zufriedenstellend reprodu-

ware und ihrer Parametrierung erforderlich. Hier-

ziert werden (Figur 10). Ein zusätzlicher Abschei-

für ist die Expertise und langjährige Erfahrung von

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

247

B. Bucher (ENSI) erforderlich. Messdaten des Bun-

renden Messgebiete der Aeroradiometrie in der

desamtes für Gesundheit (BAG) wurden über die

Nähe von Kernanlagen untersucht. Es zeigte sich,

Fachgruppe Aeroradiometrie (FAR) angefragt und

dass die Häufigkeitsverteilungen der aeroradiome-

wurden für 2013 in Aussicht gestellt.

trisch gemessenen Ortsdosisleistungen in der Um-

Anhand der Messdaten der kontinuierlich mes-

gebung der Kernkraftwerke in den meisten Jah-

senden NADAM- und MADUK-Stationen wurden

ren gut übereinstimmen (Figur 3). Im Jahr 1999

jahreszeitliche Einflüsse auf die Ortsdosisleistung

wurden jedoch deutlich niedrigere Ortsdosislei-

untersucht. Es zeigte sich, dass im Flachland die

stungen gemessen (Figur 4). In diesem Jahr wur-

Ortsdosisleistung im Winter bis zu 30% niedrigere

den die Messflüge in der Zeit vom 21.–24.6.1999

Werte aufweisen kann, was auf die Abschirmung

durchgeführt. Die monatlichen Niederschlagsmen-

der terrestrischen Strahlung durch Schnee zurück-

gen im Mai und Juni 1999 waren mit 287 mm und

geführt werden kann (Figur 12). Am hochalpinen

202 mm aussergewöhnlich hoch. An der Station

Standort Jungfraujoch zeigt sich dagegen ein um-

Zürich wurde seit der Aufzeichnung lediglich im

gekehrter Jahresgang mit niedrigen Werten der

Juni 1876 ein höherer Wert als 287 mm gemessen.

Ortsdosisleistung in den Sommermonaten. Es

Die hohe Niederschlagsmenge führt zu einem er-

zeigte sich, dass an diesem Standort die Ortsdosis-

höhten Porenwassergehalt im Boden, wodurch

leistung entgegengesetzt zu Veränderungen im

wiederum die Photonenstrahlung der im Boden

Luftdruck verläuft (Figur 13). Durch eine Änderung

befindlichen Radionuklide stärker abgeschwächt

im Luftdruck wird die in grosser Höhe dominie-

wird und so zu einer Erniedrigung der gemessenen

rende kosmische Strahlung unterschiedlich stark

Ortsdosisleistung führt.

abgeschirmt. Es erscheint daher sinnvoll, keine sammlung aufzunehmen. Hierdurch ist aber nur

(12/5) Mitarbeit bei der internationalen Normung in Strahlenmesstechnik

ein kleiner Prozentsatz der Messwerte betroffen,

Nach ausgiebiger Diskussion in der Sitzung der

da im Winter kaum Messkampagnen im Feld

Arbeitsgruppe WG17 des ISO TC85/SC2 in Paris

durchgeführt wurden.

(4.–6.6.12) konnten die drei revidierten Teile der

Messdaten aus den Wintermonaten in die Daten-

Eine zweite Frage, ob Messwerte aus verschie-

Norm ISO 7503, Teil 1 «Measurement of radio-ac-

denen Jahren problemlos miteinander kombiniert

tivity – Measurement and evaluation of surface

werden können, wird anhand der wiederkeh-

contamination – Part 1: General principles», Teil 2

Figur 11 (links): Bisher aufgenommene Datenpunkte für die Erstellung einer radiologischen Karte der Schweiz.

Figur 12 (rechts): Monatsmittelwerte der Ortdosisleistung in La Chaux-de-Fonds.

Figur 13 (Links): Monatsmittelwerte der Ortdosisleistung und der Abweichung vom mittleren Luftdruck über alle Werte auf dem Jungfraujoch.

Figur 14 (rechts): Häufigkeit der gemessenen Ortsdosisleistung in der Umgebung der Kernkraftwerk Beznau (KKB) und Leibstadt (KKL), sowie des Paul Scherrer Instituts (PSI) und der Zwischenlager Würenlingen AG (ZWILAG).

248

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figur 15:

«Measurement of radioactivity – Measurement

Häufigkeit der gemessenen Ortsdosisleistung in der Umgebung des Kernkraftwerks Gösgen (KKG).

and evaluation of surface contamination – Part 2: Test method using wipe-test samples» und Teil 3 «Measurement of radioactivity – Measurement and evaluation of radioactive surface contamination – Part 3: Apparatus calibration» beim ISO-Sekretariat als Committee-Draft eingereicht werden. Die drei Monate dauernde Länderabstimmung begann am 23.9.12. Der Vorschlag eines neuen Normenprojekts zu Raumluftüberwachung in Kernanlagen (NWIP ISO 16639) wurde mit 15 «Ja»-Stimmen und 9 Enthaltungen angenommen. So konnte die Arbeitsgrup-

(12/6) Teilnahme der Radioanalytik an inter2012 in Paris bereits mit der Einbindung der abgege- nationalen Vergleichsmessungen (Gamma- und benen Kommentare beginnen. Es ist geplant, einen Alpha-Spektrometrie, Tritium, Strontium, usw.) pe 14 während des TC85-Treffens vom 4.–6. Juni

Commitee Draft (CD) von ISO 16639 bis Ende 2012

Im Jahr 2012 nahm die Radioanalytik an folgenden

fertigzustellen und zur Abstimmung zu stellen.

Vergleichsmessungen teil: (1) BFS-Ringvergleich 3H

Das zurückgestellte Projekt der Raum- und Fortluftü-

und 14C in Urin, (2) Aktiniden in Stuhl 2012, PRO-

berwachung an Beschleunigern zur Herstel-lung

CORAD (CEA), Frankreich (α-Strahler, Pu, Am, U).

von PET-Radionukliden (Task Leader J. Rivers (LabIm-

Diese Resultate sind nachstehenden Tabellen zu

pex, UK)) soll als NWIP ebenfalls bis Ende 2012 vor-

entnehmen. Der Ringvergleich ergab innerhalb

liegen und zur Abstimmung gestellt werden.

der Messunsicherheiten eine zufriedenstellende

Die Anfrage der französischen Kollegen zur Erstel-

Übereinstimmung mit den Mittelwerten der Teil-

lung von speziellen Normen zur Fortluftüberwa-

nehmer und den Referenzwerten des Veranstalters

chung von einzelnen Radionukliden, bei welchen

(Tab. 1 und Tab. 2). Bei Probe B handelt es sich um

die gesamte Kette von der Probenahme bis hin zur

einen Blank (d.h. die Stuhlasche enthält nur natür-

Radioanalytik einbezogen ist, wurde von H. Mau-

liches Uran).

bert (CEA) anhand erster Entwürfe von nationalen

Des Weiteren wurde noch an folgenden Ringver-

Normen vorgestellt. Es zeigten sich deutliche Un-

gleichen teilgenommen: (3) Uran und Radium in

terschiede der Ansichten einzelner Delegierter zu

Wasser 2012, BFS-Berlin, (4) Gamma-Strahler und

diesem Thema. Daher wurde eine Gruppe beste-

hend aus H. Maubert (CEA, Frankreich), K. Vogl

in einem Referenzstrahler IRA, Lausanne (152Eu). Bei

(BfS, Deutschland) und J. Ford (Sellafield, UK) be-

allen bisher publizierten Ringvergleichen waren alle

Sr in Spinatpulver MRI-Kiel, (5) Gamma-Strahler

auftragt, einen ersten Textentwurf anzufertigen.

Messwerte innerhalb der Messunsicherheiten iden-

Dieser Textentwurf soll als Grundlage für die wei-

tisch zu den Labormittel- und Referenzwerten.

tere Diskussion anlässlich des TC85/SC2-Treffens in 2013 dienen.

Probe A

U [mBq] 20 ± 2

PSI / L.-M 1.09

U [mBq] 17 ± 2

PSI / L.-M 1.03

Pu [mBq] 10.4 ± 1.5

19 ± 2

1.00

18 ± 2

1.08

17 ± 2

0.90

15 ± 2

0.90

146 ± 10

234

238

PSI / L.-M. 1.05

Pu [mBq] 138 ± 9 239

PSI / L.-M. 0.98

Cm [mBq] <1 244

PSI / L.-M.

<1 1.03

16 ± 3

0.89

Tabelle 1: Aktiniden in Stuhlasche: PSI-Resultate und Vergleich mit den Labor-Mittelwerten (L.-M.). Die Aktivitäten beziehen sich auf die gesamte Probe von 2.5 g (Messunsicherheiten 2 σ).

Probe A

Pu [mBq] 9.7 ± 0.4

238

PSI / Referenzwert 1.07

Pu [mBq] 142 ± 6

PSI / Referenzwert 0.97

Cm [mBq] <1

PSI / Referenzwert

142 ± 6

1.03

18.5 ± 0.8

0.89

239

244

Tabelle 2: Aktiniden in Stuhlasche: Referenzwerte und Vergleich PSI/Referenzwerte. Die Aktivitäten beziehen sich auf die gesamte Probe von 2.5 g (Messunsicherheiten 2 σ).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

249

(12/7) Anwendung der validierten ISOCS/ LABSOCS-Software für Dichte-, Summationsund Geometrie-Korrekturen in der GammaSpektrometrie

dreifach wie auch zweifachkoinzident erkannt).

In diesem Projekt sollen Gamma-Kalibrierstan-

zierten Tracerlösungen reiner β-Strahler (90Sr,

dards und Referenzquellen zwischen dem ENSI

und dem PSI gemessen und verglichen werden.

schen Zähleffizienz und TDCR für Quenchsets von

Darüber hinaus sollen Efficiency-Kurven durch

jeweils 6 Proben mit unterschiedlicher Beimi-

Anwendung der validierten ISOCS/LABSOCS-Soft-

schung eines Farbindikators (Methylorange) ermit-

ware an beiden Institutionen durchgeführt und so-

telt. Für diejenigen Proben, bei denen keine Indika-

mit die Aktivitäten der Kalibrierstandards mathe-

torlösung hinzugegeben wurde, konnte ein

matisch berechnet und anschliessend verglichen

linearer Zusammenhang zwischen der aus den

Mit sinkender β-Emissionsenergie bzw. mit steigendem Farbquench soll das Triple/Double-Verhältnis dann kontinuierlich absinken. Mit zertifiC,

Cl,

Ni und 3H) wurde der Zusammenhang zwi-

werden. Im Berichtsjahr wurde daher am PSI bei

Messergebnissen ermittelten Zähleffizienz und

einem zur Verfügung stehenden charakterisierten

dem gemessenen TDCR-Wert mit der Steigung 1

Gamma-Spektrometer die neuste Spektrometrie-

über einen grossen Energiebereich (2 MeV – 50

Software der Firma Canberra installiert

keV) festgestellt werden (d.h. der TDCR-Werte

(GENIE2000 inklusive ISOCS/LABSOCS-Lizenz zur

entspricht direkt der Detektor-Efficiency). Mit stei-

automatischen Efficiency-Berechnung rotations-

gendem Quench sinken beide Parameter dann

symmetrischer Körper). Mit dieser Software lassen

kontinuierlich ab; der Zusammenhang zwischen

sich auch Summationskorrekturen berechnen

beiden Parametern wird dann aber zunehmend

(DOE-validiertes Softwarepaket). In einem nächs-

nichtlinear. Bei diesen Proben ist zu vermerken,

ten Schritt wurden zwei Mitarbeiter der PSI-Radio-

dass der TDCR-Wert deutlich stärker als die Zählef-

analytik von der Firma Canberra für die fachge-

fizienz abnimmt, weil für die sekundär in der Szin-

rechte Bedienung der Spektrometrie-Software

tillationsflüssigkeit durch Quenching erzeugten

GENIE2000 und ISOCS/LABSOCS geschult. Um

Niederenergiephotonen die Lichtausbeute so stark

auch Probenmessungen mit der GENIE-Software

abnimmt, dass die Wahrscheinlichkeit für die Re-

auf dem charakterisierten Detektor durchführen

gistrierung von Dreifachkoinzidenz-Events sehr ge-

zu können, wurde zusätzlich die zugehörige Kom-

ring wird. Ein Bericht mit Bedienungsanleitung des

paktelektronik der Firma Canberra bestellt. Nach

HIDEX 300 und TDCR-Efficiency-Tabelle ist derzeit

der Installation der Hardware wird dann im fol-

in Bearbeitung.

gendem Jahr mit den Vergleichsmessungen begonnen und nach Abschluss aller Messungen ein Bericht erstellt. Für die Validierung der durch ISOCS/LABSOCS

berechneten

Efficiencykurven

(12/9) Dokumentation der Studien in n-Dosimetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-Detektoren

wurden im Berichtsjahr für häufig verwendete

Die Ergebnisse einer durchgeführten Studie mit

Probengeometrien (1 l, 500 ml, 50 ml, 5 cm Flä-

CR-39-Detektor-Materialien von drei verschiede-

chenquelle) bereits klassische Efficiency-Kurven

nen Herstellern (Thermo Electron, TASL und Chiy-

mit zertifizierten Referenzlösungen (NIST-Refe-

oda Technol Corporation) wurden auf dem 13. In-

renzlösungen) aufgenommen.

ternationalen Kongress der IRPA in Glasgow im Mai als Poster vorgestellt («Study of different PADC

(12/8) Absolutmessungen reiner β-Strahler mit der TDCR-Methode für Halbwertszeitbestimmungen langlebiger Nuklide (10Be, 32Si, 63Ni, 93Zr, 129I)

Studie zur Vergleichbarkeit und Reproduzierbar-

Als Vorstudie für die Halbwertszeitbestimmungen

keit von CR-39-Auswertungen zusammengestellt.

langlebiger Nuklide wurde der Zusammenhang

Im Rahmen der Studie wurden CR-39-Detektoren

zwischen aktueller Zähleffizienz und des TDCR-

der Hersteller TASL und Thermo Electron über ei-

Wertes ermittelt (TDCR = triple to double coinci-

nen Zeitraum von drei Wochen täglich mit den bei-

250

materials with regard to sensitivity and background»). In der Berichtsperiode wurden die Ergebnisse einer

dence ratio). Die TDCR-Theorie sagt voraus, dass

den

für hohe β-Emissionsenergien (bei geringem

ausgewertet. Bezüglich Vergleichbarkeit der bei-

Quench) das Verhältnis von registrierten Dreifach-

den Auswertegeräte hat die systematische Analyse

koinzidenzen zu Zweifachkoinzidenzen gleich eins

gezeigt, dass die Ergebnisse mit beiden Auswerte-

ist (d.h. alle registrierten Events werden sowohl

geräten innerhalb der Messunsicherheiten von ca.

verfügbaren

TASLImage-Auswertegeräten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

10–15% liegen. Bezüglich Reproduzierbarkeit zei-

Dosisleistungen wesentlich niedriger ausfallen als

gen die Analysen, dass die Mittelwerte der Ergeb-

die aus den LE-Werten berechneten und folglich

nisse für beide Materialien und beide Auswertege-

das Dosisleistungskriterium des Anhanges 2 der

räte über den Zeitraum von drei Wochen jeweils

StSV angepasst werden müsste, wurden für spezi-

innerhalb von ±10% liegen.

fische Messeinrichtungen – eine Messkette mit NaI-Detektor und ein Messinstrument mit NaI-De-

(12/10) Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in der Schweiz

sind. Diese Messzeiten liegen in der Grössenord-

EURADOS

nung von mehreren Minuten, so dass bei Über-

(«European

Radiation

Dosimetry

tektor – die minimalen Messzeiten abgeleitet, die für die Messung dieser Dosisleistungen notwendig

Group») hat in ihr Arbeitsprogramm die Durchfüh-

nahme dieser BSSD-Freigabewerte für die spezi-

rung internationaler Vergleichsmessungen aufge-

fische Aktivität in die StSV bei Freimessungen nach

nommen. Die Dosimetrie beteiligte sich mit zwei

Anhang 2, StSV, von einer kurz dauernden Über-

Systemen (TLD- und DIS-Dosimeter) an der Ver-

prüfung der Dosisleistung mittels eines tragbaren

gleichsmessung (IC2012) für Personen-Photonen-

Instruments Abstand genommen werden muss [3].

dosimeter und mit dem Neutronendosimeter an der Vergleichsmessung für Personen-Neutronendosimeter (IC2012n). Die Interpretation der Ver-

Nationale Zusammenarbeit

gleichsmessung wird von EURADOS in 2013 durchgeführt.

Ein reger wissenschaftlicher Austausch findet mit

Im Rahmen der Arbeitsgruppe WG11 («High-en-

dem Institut de Radiophysique (IRA) und dem

ergy radiation fields») wurde eine Messkampagne

CERN statt. Daraus ist zum Beispiel die Publikation

in einem gepulsten n-Feld in Berlin organisiert. Das

«Intercomparison of the response of different pho-

Ziel der Messkampagne war, die Leistungsfähigkeit

ton and neutron detectors around a spent fuel

verschiedener n-Detektoren in einem gepulsten

cask» entstanden.

n-Feld mit n-Energien bis 40 MeV zu testen und miteinander zu vergleichen. Die Ergebnisse wurden in der Publikation «Intercomparison of radia-

Internationale Zusammenarbeit

tion protection instrumentation in a pulsed neutron field» dokumentiert und bei einem Journal eingereicht.

Die Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeitsgruppen von EURADOS («European Radiation Dosimetry Group») vertreten, die die Zusammenar-

(12/11) ad hoc Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter

Strahlung im europäischen Raum fördert. Anfang

Im Bestreben, den Strahlenschutz in den einzelnen

des Jahres veranstaltet EURADOS immer die Jah-

Mitgliedsländern auf qualitativ hohem Stand zu ni-

resversammlung, diesmal in Wien, bei der alle Ar-

beit auf dem Gebiet der Dosimetrie ionisierender

vellieren, ist die Europäische Union daran, die An-

beitsgruppen zusammen kommen. Während des

forderungen an den Strahlenschutz in der Euro-

Jahres tagen die einzelnen Arbeitsgruppen an un-

pean Basic Safety Standards Directive (BSSD) [1] zu

terschiedlichen Orten. Erstmalig auf europäischer

formulieren. In der Richtlinie werden auch Aus-

Ebene wird die Vergleichsmessung für Personen-

schluss- und Freigabekriterien, basierend auf nu-

Neutronendosimeter (IC2012n) durchgeführt, in

klidspezifischen Freigabewerten für die spezifische

deren Organisationskomitee die Sektionsleitung

Aktivität (Clearance levels, CL) [2], enthalten sein.

vertreten ist.

Da gegenwärtig die schweizerische Strahlenschutzverordnung (StSV) revidiert wird, drängt sich auf, die Übernahme dieser BSSD-Freigabewerte für

Nachwuchsförderung

die spezifische Aktivität in die StSV zu diskutieren. Das Ad-hoc-Teilprojekt befasste sich mit den Kon-

Die Sektion Messwesen engagiert sich sehr für die

sequenzen dieser potentiellen Übernahme der CL

Ausbildung von jungen Nachwuchstalenten. Im

für die Strahlenmesstechnik. Es wurden Dosisleis-

Sommer 2012 wurden zwei Studenten im Rahmen

tungen, berechnet für LE- und CL-Freigrenzen ei-

der International Association for the Exchange of

ner Radionuklidstichprobe, einander gegenüber-

Students for Technical Experience (IAESTE) betreut.

gestellt. Da die aus den CL-Werten berechneten

Migle Grauzynite von der University of Edinburgh

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

251

arbeitete auf dem Gebiet der Aeroradiometrie

Referenzen

(siehe Arbeitspunkt 12/4) und Martin Felle von der University of Oxford half in der Eichstelle bei der

[1]

European Union, Draft Euratom Basic Safety

Charakterisierung der Bestrahlungsanlagen der

Standards Directive, Version 24 February

Kalibrierstelle mittels Messung und Simulation.

2010 (final)

Im Weiteren wurde in diesem Jahr die Matura-Ar-

http://ec.europa.eu/energy/nuclear/radia-

beit von Loreen Gavillet und Hagena Thuraisingam

tion_protection/doc/art31/2010_02_24_

von der Kantonsschule Aarau begleitet. Die Ma-

draft_euratom_basic_safety_standards_directive.pdf

tura-Arbeit beschrieb die Messung von Radongas und Radonzerfallsprodukten in der Wohnraumluft.

[2]

IAEA Safety Standards Series, Application of

Speziell wurde der Einfluss der Aerosolpartikelkon-

the Concepts of Exclusion, Exemption and

zentration auf die Konzentration der Radonzer-

Clearance, Safety Guide No. RS-G-1.7, IAEA, Vienna, 2004

fallsprodukte näher untersucht.

http://www-pub.iaea.org/MTCD/publica-

Bewertung 2012 und Ausblick 2013

tions/PDF/Pub1202_web.pdf [3]

Ch. Schuler, G. Butterweck, A. Fuchs und H. Hödlmoser, Konsequenzen der Übernahme der Clearance-Werte aus dem zu-

Die Projektziele 2012 wurden gemäss den Verein-

künftigen europäischen Regelwerk in die

barungen zur Zusammenarbeit in der generischen

Strahlenschutzverordnung, PSI TM-96-12-12,

Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er-

2012.

reicht. Für das Jahr 2013 ist die Erneuerung der Verträge zu den ENSI-PSI-Vereinbarungen geplant. Im Rahmen dieser Verträge sind die Weiterführung der Doktorarbeit und deren Fachbegleitung, teils Weiterführungen von bereits bestehenden Projekten und teils neue mit dem ENSI definierte Projekte vorgesehen.

Publikationen Mayer, S., Boschung, M., Hoedlmoser, H., Buchillier, Th., Bailat, C. and Bitterli, B. Intercomparison of the response of different photon and neutron detectors around a spent fuel cask. Radiation Measurements, Vol. 47, Issue 8, 634– 639, 2012.

252

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Zusammenarbeit in der praktischen Strahlenschutzforschung Autor und Koautoren

S. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler

Beauftragte Institution

Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen

Adresse

CH-5232 Villigen PSI

Tel., E-Mail, Internetadresse

+41 56 310 2338, Sabine.Mayer@psi.ch, www.psi.ch

Dauer des Projekts

1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG

Übernahme der Clearance-Werte aus dem zu-

Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Projekts

künftigen europäischen Regelwerk für die ma-

«Zusammenarbeit in der praktischen Strahlen-

schinelle Freimessung» führten zur Erkenntnis,

schutzforschung» verschiedene Projekte bear-

dass das maschinelle Freimessen bei Über-

beitet, die Weiterentwicklungen auf dem Ge-

nahme der Clearance-Werte in die Strahlen-

biet der Dosimetrie, Strahlenmesstechnik und

schutzverordnung durch die relativ tieferen

Radioanalytik darstellen:

Freigrenzen massive Beeinträchtigungen erfah-

Die mit Labortests und einem Feldtest umfang-

ren wird.

reiche Evaluation eines neuen aktiven Per-

In der Radioanalytik wurden im Berichtsjahr fol-

sonen-Photonendosimeters für die Abt. Strah-

gende Projekte bearbeitet und abgeschlossen:

lenschutz und Sicherheit führte zu einem

(a) Bestimmung von Aktiniden in Sedimentpro-

Produkt, welches auch in der Typenprüfung

ben des «EAWAG-Klingnau-Projekts», welches

nach internationalen Normen mit sehr guten

im Jahr 2013 mit einem neuen Bohrkern fort-

Resultaten abschloss.

gesetzt wird, und (b) Optimierung extraktions-

Die zur Sektion Messwesen gehörige Eichstelle

chromatischer Trennungen von Am und Cm

konnte zusammen mit der IRA unter der Lei-

aus Bodenproben mittels DGA-Resin. Für das

tung des METAS aktiv an der am 1.1.2013 in

Projekt (c) Bestimmung von Aktiniden aus

Kraft tretenden neuen Verordnung für Strah-

Strahlkomponenten Target M wurde ebenfalls

lenmessmittel (StMmV) mitarbeiten. Sie wird

die Analytik erfolgreich getestet; weitere Pro-

auch die nächstes Jahr anstehende Umsetzung

ben werden im nächsten Beschleuniger-Shut-

der Verordnung in die Praxis begleiten.

Down erhoben.

Überlegungen zum Thema «Konsequenzen der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

253

Projektziele

reduziert. Sie fand in der Zeit vom 25. bis 28. Juni 2012 statt. Im wiederkehrenden Messprogramm

Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit

wurde die Umgebung von KKB, KKL, PSI und ZWI-

in der praktischen Strahlenschutzforschung wur-

LAG untersucht. Ferner wurden das Stadtgebiet Zü-

den für 2012 folgende Projektziele mit dem ENSI

rich, der Rangierbahnhof Spreitenbach sowie Ge-

vereinbart:

biete am Lac Emosson und am Limmersee und

(12/1) Begleitung der Aeroradiometrie-

der Messgebiete wurden ungewöhnliche Werte re-

Muttsee aeroradiometrisch vermessen. In keinem übungen mit Berichterstattung

gistriert. Eine Transversale von Bischofszell (TG) zum Grand St. Bernard (VS) verdichtete das Netz der Ae-

(12/2) Charakterisierung der n-Bestrahlungs-

roradiometriemesswerte der Schweiz (Figur 1).

einrichtungen (Messung und Simulation)

Während der Übung ARM12 wurden erste Tests

(12/3) Evaluierung von aktiven Personendosi-

(Canberra Falcon 5000) durchgeführt. Es zeigte

metern

sich, dass dieses Gerät bereits mit einfachen Mass-

mit einem mobilen HPGe-Gammaspektrometer

nahmen zur Schwingungsdämpfung während des (12/4) Messungen zum Thema «Übernahme

Fluges betrieben werden kann. Jedoch erwies sich

der Clearance-Werte aus dem zukünftigen

die Empfindlichkeit des im Helikopter montierten

europäischen Regelwerk für die maschinelle

Monitors aufgrund der im Vergleich zum NaI(Tl)-

Freimessung»

Hauptdetektor (16 l) geringen Kristallgrösse (0.5 l) und durch die Abschwächung durch die Tanks des

(12/5) Mitarbeit bei metrologischen und

Helikopters als zu gering, um in noch vertretbaren

legalen Fragestellungen des METAS

Messzeiten (300 s) bei normalen radiologischen Bedingungen Zusatzinformationen gewinnen zu

(12/6) Weiterentwicklung und Optimierung

können. Dies führt zum Schluss, dass die Ausrüs-

eingeführter Messmethoden in KKW

tung des Aeroradiometriesystems mit einem hochauflösenden Detektor unter normalen Bedin-

(12/7) Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben «EAWAG-Klingnau-Projekt»

gungen keinen Zusatznutzen bringt. Alternativ könnte der Ansatz der französischen Kollegen mit dem Parallelbetrieb von zwei grösseren HPGe-Kris-

(12/8) Bestimmung von Aktiniden aus

tallen ausserhalb des Helikopters bei geringer Flug-

Strahlkomponenten Target «M»

höhe weiterverfolgt werden. Zum anderen können aber im Einsatzfall mit signi-

(12/9) Optimierung extraktionschromatischer

fikant erhöhten Dosisleistungen, bei welchen das

Trennungen von Am und Cm aus Bodenpro-

NaI(Tl)-System

ben mittels DGA-Resin

brauchbar wird, mit Hilfe des improvisierten Ein-

wegen

Sättigungseffekten

un-

satzes eines mobilen Gammaspektrometers wei(12/10) ad hoc Probleme des ENSI nach

terhin Messungen durchgeführt werden. Hier

Absprache mit dem Projektleiter

erweist sich die geringe Empfindlichkeit als Vorteil.

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

(12/2) Charakterisierung der n-Bestrahlungseinrichtungen (Messung und Simulation) Über diesen Themenbereich wurde bereits 2011 ausführlich berichtet und die Arbeiten auf diesem

(12/1) Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Berichterstattung

254

Thema wurden 2012 fortgesetzt. Auf dem 13. Internationalen Kongress der IRPA in Glasgow wur-

Der wissenschaftliche Bericht über die Aeroradio-

den im Mai die folgenden drei Arbeiten aus diesem

metrieübung ARM11 wurde als PSI-Bericht 12-04

Themenbereich als Poster vorgestellt:

veröffentlicht.

«Stability of a Berthold LB6111 neutron probe»

Wegen der kurzfristigen Absage der gemeinsamen

«Photons from 252Cf and 241Am-Be neutron

Übung mit den deutschen und französischen Teams

sources»

in Frankreich wurde die diesjährige Aeroradiome-

«The ISO water slab phantom in a neutron ref

trieübung ARM12 auf eine Dauer von einer Woche

erence field»

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Die erste Arbeit wurde darüber hinaus im Journal

Ergebnisse, die bereits in [2] vorgestellt wurden,

«Radiation Protection Dosimetry» veröffentlicht,

wird in Figur 2 der Vergleich der Messergebnisse

die zweite Arbeit erschien in «Radiation Measure-

der beiden Detektoren im Feld der Am-Be-Quelle

ments». In 2012 wurde auch die Dokumentation

mit der in der letztjährigen Kalibrierung ermit-

von Schattenkegelmessungen und Simulationen

telten Modellfunktion des Feldes dargestellt. Die

solcher Messungen mittels MCNPX fertiggestellt

Messwerte des Wendi-2 stimmen im Rahmen der

[1]. Zur Charakterisierung des Streuanteils der

Unsicherheiten mit der durch das LB6411 be-

Neutronenfelder wurde in diesen Untersuchungen

stimmten Modellfunktion überein. Grössere Ab-

einerseits durch die Simulation der Unterschied

weichungen im Bereich von 10% findet man vor

zwischen ungestörtem Streufeld und Streufeld in

allem für sehr geringe Abstände von der Quelle,

Anwesenheit des Schattenkegels herausgearbeitet

wobei die berechneten Geometriekorrekturen

und andererseits der Einfluss der Energie- und

eine Rolle spielen könnten, da sie nur näherungs-

Winkelabhängigkeit dreier verschiedener Messge-

weise gültig sind und ihr Beitrag zu den Messunsi-

räte (Berthold LB6411, Thermo Wendi-2, MGP

cherheiten nicht quantifiziert werden konnte.

DMC2000GN) auf die Messung des Streufeldes Analyse der Schattenkegelmessungen mit dem

(12/3) Evaluierung von aktiven Personendosimetern

von der Eichstelle als Sekundärstandard verwen-

Im Rahmen einer Evaluierung von elektronischen

deten LB6411 stellte sich auch heraus, dass die von

Dosimetern wurden sieben Dosimeter der Herstel-

der Physikalisch-Technischen Bundesanstalt (PTB),

ler Mirion (FR), RAESystems (US), Thermo Scientific

hinter dem Schattenkegel gezeigt. Im Zuge der

Braunschweig, gelieferten Feldkorrekturfaktoren

(US) und Polimaster (BY) näher auf ihre radiolo-

für Streustrahlung nicht vollständig mit den theo-

gischen Eigenschaften und Praxistauglichkeit un-

retischen Vorhersagen übereinstimmen, die man

tersucht. Dabei erzielte das Dosimeter Polimaster

aus den PTB-Spektren und dem publiziertem Ener-

PM1610 aufgrund der menugeführten Bedienung

gieansprechvermögen des LB6411 rechnerisch ab-

und des geringen Gewichts im Praxistest das beste

leiten kann.

Resultat.

Um etwaige Auswirkungen auf die Kalibrierung

Dagegen konnte das in 2012 neu auf den Markt

der Felder zu überprüfen, wurde daher eine weite-

gekommene Dosimeter Mirion/MGP DMC 3000

re Neutronensonde, ein Thermo Wendi-2, bei der

durch hervorragende radiologische Eigenschaften

PTB kalibriert. Im Rahmen der jährlichen Quali-

überzeugen (Figur 3). Im Praxistest dieses Dosime-

tätsprüfung der Neutronenbestrahlungsanlagen

ters wurde es nur unwesentlich schlechter als das

wurden dann durch den IAESTE-Studenten Martin

Polimaster PM1610 beurteilt. Die sehr guten radi-

Felle Messungen der verschiedenen Neutronenfelder sowohl mit dem LB6411 als auch mit dem Wendi-2 durchgeführt und unter Berücksichtigung der Messunsicherheiten miteinander verg-

Figur 1: Messaufgaben der AeroradiometrieMessübung 2012

lichen. Dabei wurde für das Wendi-2 eine Prozedur zur Ermittlung der Stabilitätskorrektur etabliert. Näherungen für Geometriekorrekturen bei kleinen Abständen mussten numerisch berechnet werden,

Figur 2:

da sie nicht wie für das LB6411 den Normen ent-

Vergleich der LB6411- und Wendi2-Messungen mit der Modellfunktion des Am-Be-Feldes. Die Modellfunktion ist grün dargestellt und das dazugehörige 95%-Konfidenzintervall in Braun. Die Messwerte des LB6411 stimmen sehr gut mit dem Modell überein und auch die Messwerte des Wendi-2 zeigen eine Übereinstimmung im Rahmen der Unsicherheiten.

nommen werden konnten. Stellvertretend für die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

255

Figur 3:

quenzen dieser potentiellen Übernahme der CL für

3.5

DoseRAE2 (1)

3 Response normalized to S-Cs 0°

Energie- und Winkelabhängigkeit der geprüften Dosimeter.

Die in ISO-Normen für die Berechnung der Nach-

Polimaster

2.5

weisgrenze angegebene Formel kann nach der Pro-

Min. Anforderung

Max. Anforderung

benmesszeit ts aufgelöst werden [6]:

Polimaster Winkel

1.5

DosRAE2 (1) Winkel DosRAE2 (2) Winkel DMC 3000 (1)

1 0.5 0

die maschinelle Freimessung [5].

DoseRAE2 (2)

DMC 3000 (2)

100

1000

wobei

10000

E (keV)

Figur 4:

k1-α, k1-β

= Statistische Parameter,

RE0

= Erwartungswert der UntergrundZählrate,

Summe Untergrundund Probenmesszeit für die CL-Freigrenze von 60Co.

REs

= Erwartungswert der Probenzählrate, und

= Messzeit des Untergrundes.

Als Erwartungswert der Probenzählrate REs wird bei der

maschinellen

Freimessung

mit

RADOS-

Freimessanlagen das Produkt von Summenfreigrenze für den entsprechenden Nuklidvektor, Messgutmasse und Detektorwirkungsgrad in Prozent eingesetzt und die Probenmesszeit ts nach der oben angegebenen Gleichung berechnet. Damit ologischen Eigenschaften führten zur Entschei-

wird gewährleistet, dass die Messzeit so gewählt

dung des PSI, das Mirion/MGP DMC 3000 als

wird, dass die spezifische Grenzwertaktivität mit

neues elektronisches Standarddosimeter am PSI

der Sicherheit der angewandten statistischen Para-

einzuführen.

meter nachgewiesen werden kann [6].

(12/4) Messungen zum Thema «Übernahme der Clearance-Werte aus dem zukünftigen eu-ropäischen Regelwerk für die maschinelle Freimessung»

angewandten Nuklidvektor. Für den Nuklidvektor

Der Detektorwirkungsgrad ist dabei abhängig vom

Tabelle 1: Nuklidvektor für den Füllkies SAPHIR.

«100% 60Co» lässt sich gemäss Figur 4 die CL-Freigrenze von 0.1 Bq/g mit nur 25 s Messzeit für Untergrund und Probe nachweisen (Berechnung der

Im Bestreben, den Strahlenschutz in den einzelnen

Nachweisgrenze mit k1-α = k1-β = 1.96, t0 = 10 s,

Mitgliedsländern auf qualitativ hohem Stand zu ni-

R0 = 1720 Ips, Messgutmasse = 300 kg und Detek-

vellieren, ist die Europäische Union daran, die An-

torwirkungsgrad = 0.15%).

forderungen an den Strahleschutz in der European

Wird nun aber z.B. für den für die damalige PSI-

Basic Safety Standards Directive (BSSD) [3] zu for-

Freimesskampagne «Füllkies SAPHIR» gültigen Nu-

mulieren. In der Richtlinie werden auch Ausschluss-

klidvektor «12%

und Freigabekriterien, basierend auf nuklidspezi-

(Tab. 1) kalibriert, so wird im Algorithmus der Frei-

Cs + 77%

Tc + 11%

Sr»

fischen Freigabewerten für die spezifische Aktivität

messanlage wegen der beiden nicht messbaren Be-

(Clearance levels, CL) [4], enthalten sein. Da gegen-

tastrahler eine Hochrechnung durchgeführt [7],

wärtig die schweizerische Strahlenschutzverord-

welche den Detektorwirkungsgrad verschlechtert.

nung (StSV) revidiert wird, drängt sich auf, die

Für die aus den entsprechenden Nuklidvektoren

Übernahme dieser BSSD-Freigabewerte für die spe-

abgeleiteten CL-Summenfreigrenzen von 0.48

zifische Aktivität in die StSV zu diskutieren.

Bq/g für den Füllkies SAPHIR (Tab. 1) bzw. 0.18

Dieses Teilprojekt befasste sich mit den Konse-

Bq/g für den Colemanitbeton DIORIT und einem in-

Nuklid Cs Tc 90 Sr Total 137 99

Spez. Aktivität [Bq/kg] 5.00E+00 3.20E+01 4.40E+00 4.14E+01

CL [Bq/g] 0.1 1.0 1.0

CL-Summenfreigrenze in Bq/g:

256

137

Anteile NV 0.12 0.77 0.11 1.00

Anteil NV/CL [g/Bq] 1.21 0.77 0.11 2.09 0.48

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figur 5:

folge nicht messbarer Nuklide reduzierten Wir-

Summe Untergrundund Probenmesszeit für die CL-Summenfreigrenzen für Füllkies SAPHIR und Colemanitbeton DIORIT.

kungsgrad ergeben sich gemäss Figur 5 Messzeiten für Untergrund und Probe von 255 s bzw. 1810 s (Berechnung der Nachweisgrenze mit k1-α = k1-β = 1.96, t0 = 180 s, R0 = 1720 Ips, Messgutmasse = 300 kg und Detektorwirkungsgrad = 0.01%). Wären also bei den oben erwähnten PSI-Freimesskampagnen die LE-Summenfreigrenze durch die entsprechende CL-Summenfreigrenze ersetzt worden, so hätten sehr lange, für die rationelle Abwicklung der Kampagnen nicht mehr tragbare Messzeiten resultiert.

(12/5) Mitarbeit bei metrologischen und legalen Fragestellungen des METAS

des engen Terminplans in einigen Punkten auf eine

Das Bundesamt für Metrologie, METAS, hat 2012

zeitnahe Revision der Verordnung verweisen

die existierenden METAS-Weisungen zur Eichung

musste. Ein Erfolg für die Eichstelle war eine Ände-

von Strahlenmessmitteln in eine Verordnung des

rung im Eichverfahren im Bezug auf die Begutach-

EJPD über Messmittel für ionisierende Strahlung

tung von Prüfquellen. Das Verfahren nach der alten

zusammengefasst. Diese Verordnung tritt am

Regelung war praktisch nicht durchführbar und

bereinigt, wenngleich auch das METAS aufgrund

1.1.2013 in Kraft. Im Rahmen der Ämtervernehm-

hatte in der Vergangenheit wiederholt zu Auflagen

lassung wurde auch das PSI eingeladen, einen Ent-

der Akkreditierungsbehörde SAS geführt. Die neue

wurf der neuen Strahlenmessmittelverordnung

StMmV bringt in manchen Bereichen Änderungen

(StMmV) zu beurteilen und zu kommentieren. Die

der Eichpflicht für gewisse Geräteklassen bzw. An-

ausführlichen Kommentare der Abt. Strahlenschutz

wendungsbereiche. Im kommenden Jahr wird sich

und Sicherheit wurden an das METAS übermittelt.

die PSI-Eichstelle mit der Umsetzung dieser Ände-

Im Zuge einer Arbeitssitzung beim METAS hatte die

rungen beschäftigen und das METAS weiter bera-

Eichstelle des PSI zusammen mit Kollegen der Eich-

ten bei der Einführung einer Datenbank zur Regis-

stelle des IRA Gelegenheit, sämtliche Einwände,

trierung der Eichungen sowie bei der Definition

Korrekturen und Vorschläge zu diskutieren, die im

von Bauarten und der Einführung von Zulassungen.

Zuge der Ämterkonsultation eingegangen waren. Der Entwurf der Verordnung wurde weitgehend

Figur 6: Pu-, 239,240Pu- und Am-Aktivitätskonzentrationen für 14 Sedimentproben und 90 Sr-Aktivitätskonzentrationen für 6 Sedimentproben (90SrProben 25, 29, 36 und 40 liegen nahe der Nachweisgrenze). 238 241

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

257

Figur 7: Katharina Domnanich bei der Elektrolyse von Aktiniden.

von 60Co, 137Cs und 131I sowie die 131I-SchilddrüsenInkorporation kalibriert und das Schwellenansprechvermögen überprüft. Zudem wird die werkseitig gelieferte «Wiederkehrende Prüfung (WKP)» von der Kalibrierstelle eingerichtet und überprüft. Aus Sicht der Kalibrierstelle entsprechen die in der Schweiz

operationellen

Thorax-Triagemonitore

dem Stand der Technik und bedürfen zur Zeit keiner Optimierung der bestehenden Messmethode.

(12/7) Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben «EAWAG-Klingnau-Projekt» Die Aktiniden und

Sr der Sedimentproben wur-

den mit der gleichen Methode bestimmt wie bei den Bodenproben. Neu bei der Methode ist die Vorkonzentration über das Harz «DGA normal» (N,N,N’,N’-tetra-n-octyldiglycolamide) und die Parallelbestimmung von 90Sr, 238,239,240Pu und 241Am an derselben Probe. Für 14 gemessene Sedimentproben war die Ausbeute für 238,239,240Pu 76% ± 6.5% und für 241Am 90% ± 13% (ein Ausreisser von 35%

(12/6) Weiterentwicklung und Optimierung eingeführter Messmethoden in KKW

wurde nicht berücksichtigt). Für 90Sr wurden 6 Pro-

Das Optimierungspotential eingeführter Messme-

Die generell hohen Ausbeuten bestätigen, dass

thoden in KKW wird von der akkreditierten PSI-Ka-

diese neue Trennmethode auch bei Sedimenten an-

librierstelle im Zuge von Kalibrieraufträgen der

gewendet werden kann. Alle Proben für den Kling-

ben gemessen mit einer Ausbeute von 81% ± 3%.

KKW abgeschätzt.

nauer Stausee zusammengenommen zeigen fol-

Im KKM dient die Freimessanlage RTM615 als

gendes Bild (Figur 6):

Durchgangsmonitor zur Freimessung von Materia-

Die höchsten 239,240Pu-Aktivitäten liegen deutlich in

lien, welche aus der Zone ausgeschleust werden

der Zeit der 60er-Jahre. Das Verhältnis von

sollen. Das Material wird auf der Zonenseite in die

und

Messkammer gestellt und die Türe geschlossen.

Ausreisser liegt über 1). Dieser Wert deutet zusätz-

239,240

241

Pu liegt für 13 Proben bei 0.39 ± 0.06 (ein

Gemäss dem gemessenen Gewicht wird dann von

lich darauf hin, dass vermutlich alle Plutonium-

der Anlage der Kalibrierfaktor gewählt und die Ak-

Werte auf die A-Bombenversuche zurückzuführen

tivität des Materials gemessen. Ist das Material ge-

sind. Die 90Sr-Werte für die 60er-Jahre mit ca. 4–4.5

mäss StSV «frei», so kann der Besitzer nach Verlas-

Bq/kg wurden vom Labor Spiez bestätigt, welches

sen der Zone im Zonenausgang die Türe der

in Proben von anderen Schweizer Seen 90Sr-Werte

Freimessanlage öffnen und sein Material entneh-

in der gleichen Grös-senordnung gemessen hatte.

men. Wenn die Anlage eine Grenzwertüberschrei-

Im Januar 2013 werden für ein Folgeprojekt noch-

tung feststellt, lässt sich die Türe nur vom Betriebs-

mals Kerne gestochen und die Aktivitäten des

strahlenschutz öffnen, welcher anschliessend eine

Kerns vollständig gemessen. Die Verhältnisse von

Handfreimessung vornimmt. Die Freimessanlage

239

Pu zu

240

Pu und die

241

Pu-Aktivität können zu-

wurde auf Wunsch des Betreibers KKM einer Neu-

sätzlich in einer Zusammenarbeit mit dem Labor

kalibrierung und ausgiebigen Überprüfung unter-

Spiez mittels ICP-MS bestimmt werden. Die Arbei-

zogen. Die mit diesem Monitor angewendete Frei-

ten am PSI werden von einer Praktikantin aus Ös-

messmethodik hat sich in jahrelangem Einsatz

terreich ausgeführt.

bewährt und bedarf keiner Optimierung. monitoren des Werks Beznau und der ZWILAG

(12/8) Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkomponenten Target «M»

durchgeführt. Dieser weitverbreitete Monitor (Aus-

Die Bestimmung der Aktiniden aus Strahlkompo-

Weiter wurden Kalibrierungen von Thorax-Triage-

258

nahme: KKG) wird gemäss Empfehlungen der Ex-

nenten des Target «M» muss auf die nächste Shut-

pertengruppe Dosimetrie der KSR seit Jahren im

downperiode (2013) verschoben werden.

Fünfjahresabstand für die Thorax-Inkorporation

In einem zweiten Projekt sollten die Aktiniden

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Am einer Betonprobe aus dem p-

cium besteht, sind zwar die Aktivitätskonzentrati-

Kanal, bei der eine Neutronenaktivierung wahr-

onen gut übereinstimmend mit den Referenz-

scheinlich ist, bestimmt werden. Mittels Mikro-

werten, aber die Ausbeuten von

welle konnte die Probe total aufgeschlossen

nicht zufriedenstellend. Aus diesem Grunde wer-

werden. Die Ausbeuten der einmaligen Bestim-

den noch weitere Versuche gemacht, um die Ca-

239,240

Pu und

241

mung lagen für 33%, für

234

Pu bei 100%, für

241

U bei 88% und bei

230

239,240

U und

238

Pu und

Am bei

Mengen in den Proben zu reduzieren, z.B. durch

Th und

Ca(OH)2-Fällung.

232

Th bei 50%, die Aktivitäten von

241

Am bei 23 mBq/g, respektive 28 mBq/g und da-

239,240

Pu und

mit deutlich höher (ca. einen Faktor 100) als bei

(12/10) ad hoc Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter

Messungen anderer aktivierter Betonproben. Eine

Aufgrund einer Anfrage des ENSI wurde an der

Querkontamination beim Pulverisieren der Probe

letzten Quartalssitzung ENSI-PSI im November

kann nicht ausgeschlossen werden.

2012 zu den generischen und praktischen For-

Im März 2013 ist es erneut möglich, Proben aus

schungsvereinbarungen mündlich über die Proble-

dem p-Kanal zu sammeln und die Analysen zu wie-

matik der Mikrophonie bei Strahlenmessgeräten

derholen.

informiert. Es wurde dabei detailliert beschrieben,

(12/9) Optimierung extraktionschromatischer Trennungen von Am und Cm aus Bodenpro-ben mittels DGA-Resin

fange mechanische Prüfungen eines Messinstru-

welche internationalen Normen in welchem Umments und damit des Mikrophonieverhaltens verlangen. Elektronische Dosimeter sind meist mit

Wie bereits unter Punkt 12/7 gezeigt, kann die neue

einem Sensor am Gehäuse ausgerüstet, welcher

Aktiniden/90Sr-Trennmethode für Sediment- und

zuverlässig verhindert, dass Mikrophonie von elek-

Bodenproben angewandt werden. Wichtigste Neu-

tronischen Bauteilen zu registrierten Messsignalen

erungen dieser Methode sind das Leachen mit 6 M

führt.

HCl anstelle von 8 M HNO3 und die Vorkonzentration der Aktiniden mittels «DGA normal offen» anstelle der Oxalatfällung. Im Vergleich zu der alten

Nationale Zusammenarbeit

Trennmethode wurden für 6 Bodenpro-ben rund um das Zwilag, PSI und KKW-Beznau Ausbeuten für

Auf nationaler Ebene fanden eine intensive Kolla-

Am von 81% ± 21% anstelle von 76% ± 16%,

boration in mehreren Teilprojekten mit dem Insti-

241

für

238

Pu und

239,240

Pu von 80% ± 2% anstelle von

64% ± 7% erreicht. Für 90Sr sind die Ausbeuten für

tut de Radiophysique (IRA) und fachliche Beratungen für das METAS statt.

beide Methoden vergleichbar (alt: 89% ± 1%; neu: 87% ± 3%). Mit der neuen Methode wurden auch zwei IAEA-Proben gemessen und die Resultate in der folgenden Tabelle zusammengestellt:

Bewertung 2012 und Ausblick 2013

Tabelle 2 zeigt, dass IAEA-375 nicht nur eine gute Übereinstimmung mit den Referenzwerten auf-

Die Projektziele 2012 wurden gemäss den Verein-

weist, sondern dass auch die Ausbeuten sehr hoch

barungen zur Zusammenarbeit in der praktischen

sind. Bei der IAEA-6-Probe, die zu ca. 14% aus Cal-

Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er-

IAEA-375 (PSI-Resultat) N=6 241 Am [Bq/kg] *0.15 ± 0.03 Ausbeute [%] 95.8 ± 11 239,240 Pu [Bq/kg] 0.30 ± 0.03 72.8 ± 13.3 238 Pu [Bq/kg] 0.074 ± 0.020 Ausbeute [%] 72.8 ± 13.3 90 Sr [Bq/kg] 106 ± 2.43 Ausbeute [%] 88.2 ± 0.2

IAEA-375 (Referenzwert)

IAEA-6 (PSI-Resultat)

0.13 (0.11–0.15)

0.29 62.1 1.04 38.8 0.04 38.8 30.0 19.1

0.30 (0.26–0.34) 0.071 (0.056–0.085) 108 (101–114)

± ± ± ± ± ± ± ±

0.01 7.2 0.06 4.1 0.02 4.1 0.66 0.3

IAEA-6 (Referenzwert) N=2

Tabelle 2: IAEA-375- und IAEA-6Aktivitätskonzentrationen im Vergleich mit den Referenzwerten.

1.04 (0.96 – 1.11)

30.34 (24.2 – 31.67)

*241Pu wurde von den 6 IAEA-375-Proben je einzeln bestimmt und das eingewachsene 241Am seit 31.01.1991 berechnet. Diese 241Am-Aktivität wurde dann pro Probe abgezogen und der Mittelwert berechnet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

259

reicht. Für das Jahr 2013 ist die Erneuerung der Ver-

der Clearance-Werte aus dem zukünftigen

träge zu den ENSI-PSI-Vereinbarungen geplant. Im

europäischen Regelwerk in die Strahlen-

Rahmen dieser Verträge sind teils Weiterführungen von bereits bestehenden Projekten und teils neue

schutzverordnung, PSI TM-96-12-12, 2012. [6]

mit dem ENSI definierte Projekte vorgesehen.

W. Goedrich, Beschreibung RTM644lnc, Version D1.00.03.0, Rados Technology GmbH, Hamburg.

Publikationen

[7]

Ch. Schuler, T. Schange und G. Butterweck, Kalibriersystematik für das automatische Freimessen von Schüttgut mit natürlicher Aktivi-

Hoedlmoser, H., Boschung, M., Meier, K., Stadt-

tät aus dem Reaktor-Rückbau, Fachverband

mann, H., Hranitzky, C., Figel, M., Mayer, S., Pho-

für Strahlenschutz: Publikationsreihe FORT-

ton contributions from the Cf-252 and Am-

SCHRITTE

241-Be neutron sources at the PSI Calibra-tion

139-T, ISSN 1013-4506; TÜV-Verlag GmbH

Laboratory, Radiation Measurements 47, 567–

Köln, 2005.

STRAHLENSCHUTZ,

FS-05-

570, 2012. Hoedlmoser, H., Butterweck, G., Schuler, Ch., Mayer, S., Investigation of the stability of commercial neutron probes, Radiation Protection Dosimetry, doi: 10.1093/rpd/ncs060, 2012. Bucher, B., Butterweck, G. Rybach, L., Schwarz, G. and Mayer,S. Aeroradiometric Measurements in the Framework of the Swiss Exercise ARM11, PSI-Report Nr. 12-04, ISSN 1019-0643, 2012 Jäggi, M., Ehrlicher, U., Eikenberg, J. Determination of the nuclide vector for decommissioning projects at PSI (Paul Scherrer Institute, Switzerland), Kerntechnik Nr. 77/3, 168–172, 2012

Referenzen [1]

H. Hoedlmoser, G. Butterweck, Ch. Schuler, S. Mayer, Shadow cone measurements and simulations with a Cf-252 neutron source, PSI TM-96-11–29, 2011.

[2]

H. Hoedlmoser, M. Felle, Ch. Schuler, Comparison of a Wendi-2 and a LB6411 neutron probe used as secondary standards, PSI TM96-12-11, 2012.

[3]

European Union, Draft Euratom Basic Safety Standards Directive, Version 24 February 2010 (final) http://ec.europa.eu/energy/nuclear/radiation_ protection/doc/art31/2010_02_24_draft_euratom_basic_safety_standards_directive.pdf.

[4]

IAEA Safety Standards Series, Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance, Safety Guide No. RS-G-1.7, IAEA, Vienna, 2004 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1202_web.pdf.

[5]

Ch. Schuler, G. Butterweck, A. Fuchs und H. Hödlmoser, Konsequenzen der Übernahme

260

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

RC Experiment Rock Mass Characterization Author und Co-author(s)

R. Thoeny, F. Amann, S. Loew

Institution

ETH Z端rich

Address

Sonneggstrasse 5, 8092 Z端rich

Tel., E-mail, Internet address

+41 (0)44 632 23 12, reto.thoeny@erdw.ethz.ch

Duration of project

4 years

ABSTRACT

the tunnel invert between GM 40 and GM 127

In 2012 a series of laboratory tests were con-

revealed that failure mechanisms and EDZ frac-

ducted to investigate the water retention curve

ture frequencies are significantly influenced by

of the clayey facies at the Mont Terri under-

the pervasive bedding and the occurrence of

ground research laboratory, and to establish

pre-existing shear fractures or fault zones in

the relationship between the tensile and com-

the surrounding rock mass.

pressive strength and total suction. The water

Based on a rigorous review of all laboratory

retention curve obtained in this study is based

strength and deformability test data con-

on 49 data points and is consistent with pub-

ducted in the past 10 years on samples taken

lished results. Systematic strength tests utiliz-

at the Mont Terri underground research labora-

ing specimens with a uniform pre-defined total

tory, a peak failure envelope was established

suction revealed that the tensile strength for P-

for numerical modeling of the RC experiment.

and S-specimens increases linearly up to a total

Excavation procedure, monitoring setup, and

suction of 50 to 60 MPa. With further increase

support measures were modeled as built.

in total suction the tensile strength drops as a

Modeling of the rock mass response as conse-

consequence of shrinkage upon drying. Test

quence of the step-wise excavation of the RC

specimens for compressive strength tests are

experiment is based on a total stress approach,

currently under investigation.

assuming that the short-term behaviour is

Structural und geophysical characterization

basically undrained. First model results indi-

of the natural fracture network around the

cate a heterogeneous depth distribution of the

Gallery 08 at the Mont Terri rock laboratory

EDZ along the RC experiment which ranges

revealed important characteristics of multi-

between 0.5 and 3 m within the intact rock

scale tectonic faults and fault zones that are

mass. Within the more compliant fault zones

relevant for the mechanical behavior of tec-

the model suggests a significant larger EDZ

tonically disturbed Opalinus Clay. It could be

depth up to 12 m. An increased EDZ depth in

shown that fault characteristics such as fault

the intact rock mass adjacent to the fault zones

thickness, tectonic disturbance, persistence

suggests localized stress concentrations; as a

and fault frequency vary considerably along

consequence the EDZ propagates deeper into

the RC experiment and that these variations

the rock mass. The model results are consistent

significantly alter the homogeneity of the rock

with both, the magnitude of the measured dis-

mass in strength, stress and deformability. It

placements and the depth of the EDZ obtained

could be demonstrated that these variations

from seismic tomography.

have a substantial impact on the spatial distri-

Laboratory testing and numerical modeling

bution and the radial extent of the excavation

will continue in 2013. Final results of these

damaged zone (EDZ) along the Gallery 08. Sys-

studies are expected in June 2013.

tematic analysis of the fracture network along

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

261

Project goals The primary objective of the RC experiment is to characterize the mechanical rock mass properties of Opalinus Clay relevant for the scale of a repository drift. Of particular interest are the mechanical characteristics of pre-existing faults or fault zones and their influence on the stress redistribution in the near-field of the excavation. In 2008, a 5 m high, horseshoe-shaped tunnel section located between GM 94.5 and GM 127 of Gallery 08 was used to characterize the rock mass behavior of Opalinus Clay during and after tunnel construction (Thoeny et al. 2010). Complementing the in-situ

Figure 1: Rock water characteristic curve obtained in this study (Zimmer 2012). For comparison the water retention curves obtained by Ferrari and Laloui (2013), Zhang et al. (2007) and Major et al. 2007 are shown.

experiment, a laboratory investigation program was conducted to improve our understanding of the failure process of intact Opalinus Clay under different loading conditions (Amann et al. 2009 & 2010). The synthesis of geological, laboratory and monitoring data contributes to a better understanding of the long- and short-term excavationinduced rock mechanical processes in the near-field of an excavation in a transversal isotropic and heterogeneous clay shale, thus improving our ability to properly characterize this material for future project requirements.

Figure 2: Relationship between Brazilian Tensile Strength and total suction parallel and perpendicular to the bedding orientation (Zimmer 2012).

Work carried out and results obtained

it was assumed that the total suction in the samples

Rock-water characteristic curve

The data obtained for water loss and the total wa-

In 2012 a series of laboratory tests (Zimmer 2012)

ter content were used to calculate the total po-

were conducted to quantify the influence of total

rosity and saturation degree. Based on these results

is uniform and equal to the values given in Table 1.

suction on the mechanical properties of Opalinus

the rock water characteristic curve for the shaley fa-

Clay. Eight desiccators were built to dry samples

cies (drying path) was established according to Van

under controlled environmental conditions. The

Genuchten (1980). Figure 1 shows the relationship

temperature in the laboratory was held constant at

between saturation degree and total suction. For

22 Â°C, and the relative humidity in the desiccators

comparison the water retention curves obtained by

was controlled by supersaturated salt solutions

Ferrari and Laloui (2013), Zhang et al. (2007) and

(Table 1). Samples were dried under these environ-

Major et al. 2007 are shown. The rock water char-

mental conditions to constant weight. After drying

actistic curve obtained in this study is consistent with those obtained by Ferrari and Laloui (2013).

Table 1: Supersaturated salt solution used to establish constant relative humidity/surface suction in the desiccators.

262

Salt Solution (â&#x20AC;&#x201C;) K2SO4 KCl NaCl NaNO2 Ca(NO3)2*(4H2O) K2CO3 CaCl2 LiCl

Relative Humidity (%) 97 85 75 66 52 43 31 19

Suction (MPa) 4 22 39 56 89 115 159 226

The influence of suction on the tensile strength of Opalinus Clay Subsequently to drying, the test specimens were used to obtain the relationship between the Brazilian Tensile Strength (BTS) and the total suction. The tests were performed at the rock mechanical laboratory at the Chair of Engineering Geology at ETH Zurich. A modified 2000 kN Walter and Bai servohydraulic rock testing device with digital feedback

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

control was utilized. A constant axial loading rate

tested specimens ranged between 9.9 and 13.2

was used as the controlling feedback signal. The

MPa, the Poisson’s ratio between 0.15 and 0.23

selected rate was 0.1 kN/min.

and the Young’s modulus between 5.2 and 8.6

Two different specimen geometries (P- and S-speci-

GPa. The average Young’s modulus obtained at low

men) were used to obtain the BTS parallel and per-

axial stresses (e.g. axial stress below the crack initia-

pendicular to bedding. The results of this systematic

tion threshold) of P-specimens is approximately 3

analysis are shown in Figure 2. It can be seen that

times the average Young’s modulus obtained from

the tensile strength increases rapidly with increas-

S-specimens (Amann et al. 2011a). The unconfined

ing suction. Parallel to bedding the average BTS at

strength of P-specimen is on average 3 to 4 MPa

a total suction of 4 MPa was approximately 0.55

higher than obtained from S-specimens. This is not

MPa and increases linearly to a value of approxi-

in agreement with previous results (Bock 2010).

mately 1.5 MPa at a total suction of 66 MPa. The

The reasons might be related to the development

average BTS normal to bedding was 0.8 MPa at

of shrinkage cracks parallel to bedding. These

4 MPa suction and increased linearly to a BTS of

shrinkage cracks may promote axial splitting when

3 MPa at a total suction of 52 MPa. With further

the specimens dried in the laboratory or during

increase in total suction the BTS for both speci-

sample extraction or handling. For the tests ob-

men geometries showed no further increase but

tained in this study the specimen preparation

dropped to a value of 1.25 MPa parallel to bedding,

time was kept at a minimum and did not exceed

and 2.2 MPa normal to bedding. The drop in tensile

30 min. Shrinkage cracks were neither observed at

strength beyond a suction of 52 MPa or 66 MPa is

the specimen surface nor identified with ultrasonic

most probably associated with the development

p-wave velocities. The final results of this test series

of shrinkage cracks during drying at increasingly

are expected in June 2013.

lower relative humidity. Even though, the BTS at high suction is substantially higher than the BTS at little suction (e.g. 4 MPa)

Relationship between pre-existing faults and EDZ structures Structural und geophysical characterization of the

The influence of suction on the laterally unconfined strength of Opalinus Clay – first results

at the Mont Terri rock laboratory revealed impor-

In addition to tensile strength tests a series of

and fault zones that are relevant for the mechani-

48 specimens with a diameter of 63 mm, and a

cal behavior of tectonically disturbed Opalinus. It

height-to-diameter ratio of approximately 2 was

could be shown that fault characteristics such as

natural fracture network around the Gallery 08 tant characteristics of multi-scale tectonic faults

carefully prepared for laterally unconfined com-

fault thickness, tectonic disturbance, persistence

pression tests on P-specimens. These specimens

and fault frequency vary considerably along the RC

are currently drying in the above mentioned des-

experiment. Independent of the scale, variations

iccators to constant weight. Three specimens of

in these fault characteristics significantly alter the

this series were used to obtain the deformability

homogeneity of the rock mass in strength, stress

and strength immediately after core extraction. The

and deformability. It could be demonstrated that

tests were performed at the rock mechanical labo-

these variations have a substantial impact on the

ratory at the Chair of Engineering Geology at ETH

spatial distribution and the radial extent of the ex-

Zurich (see above). Axial and circumferential strain

cavation damaged zone (EDZ) along the excavation.

gages were mounted onto the specimen at half of

Systematic analysis of the fracture network along

the specimen height. Two axial strain gages (Type

the tunnel invert between GM 40 and GM 127

BD 25/50, DD1) were firmly attached on opposite

revealed that failure mechanisms and EDZ fracture

sides of the specimens. The measurement base-

frequencies are significantly influenced by the per-

length was 50 mm. The radial strain was calculated

vasive bedding and the occurrence of pre-existing

from the displacement measured by a single gage

shear fractures or fault zones in the surrounding

(Type 3544-150M-120m-ST) attached to a chain

rock mass.

wrapped tightly around the specimen. The radial

Results from this investigation exemplify the need

displacement rate was utilized as the controlling

to consider multi-scale tectonic faults and their

feedback signal. The selected rate was 0.08 mm/

consequence on the mechanical rock mass proper-

min.

ties if the formation of the EDZ is to be understood

The unconfined compressive strength of the three

under large-scale in-situ conditions. In particular,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

263

excavation through tectonically disturbed Opalinus

and structural characterization, a simplified geo-

Clay requires incorporation of a large-scale rock

logical model with four discrete fault zones dipping

mass anisotropy in addition to the intact rock an-

with 45° in the direction of tunnel advance was

isotropy due to bedding.

used (Figure 4). To the authors knowledge true

Numerical modeling of the RC experiment – strategy and first results

Terri underground research laboratory obtained

Three-dimensional modeling of the excavation pro-

termined yet. Thus, modeling of the RC experiment

drained properties of Opalinus Clay at the Mont from consolidated drained tests have not been de-

cess utilized during the RC experiment was carried

is based on a total stress approach, assuming that

out with the continuum code FLAC 3D (ITASCA

the short-term behaviour is basically un -

2009) to investigate the influence of multi-scale

drained. Therefore, the model does not allow repro-

fault zones on the rock mass behavior around the

ducing time-dependent displacements due to

Gallery 08. The model dimensions are 130 m in

effective stress changes (e.g. consolidation). For the

length, 55 m in height and 60 m in width. The gal-

scoping calculations a linear-elastic, brittle-plastic

lery is aligned with the y-axis (longitudinal model

stress-strain behavior was utilized. For the post-

axis) of the coordinate system in the center of the

failure range of the intact rock, brittle-plastic be-

model, at a distance of 10 times the tunnel radius

havior was assumed, and perfect-plastic behavior

(2.65 m) to the lateral model boundaries. The in-

for the fault zones. A bi-linear failure envelope as

situ principal stress magnitudes and orientations

shown in Figure 3 is considered. Rock mechanical

utilized for the scoping calculations are modified

properties used for the scoping calculation are

from Martin and Lanyon (2003) and summarized

based on a rigorous review of laboratory test results

in Table 2.

obtained in the past 10 years on specimens taken from the Mont Terri URL. The mechanical proper-

Principal stress σ1 σ2 σ3

Magnitude

Orientation

6.5 MPa 4.5 MPa 2.5 MPa

70/210 10/320 15/050

Table 2: In-situ principal stress magnitudes and orientations utilized for the scoping calculations (basic case) modified from Martin and Lanyon (2003).

ties for the basic case are summarized in Table 3. Both, the elastic and strength properties represent the average values between S- and P-specimens. The elastic properties of the fault zones were estimated based on laboratory testing of two tectonized specimens, and the analysis of the dynamic elastic properties obtained by seismic interval veloc-

At the bottom and front boundary of the model

ity measurements along the tunnel axis (borehole

displacements were fixed; at the remaining model

BRC-2). The latter analyses suggest that the ratio

boundaries a stress boundary condition was used

between the dynamic Young’s modulus of fault

according to the in-situ stress estimate. Excavation

zones and intact rock is 2/5 to 3/5; depending on

procedure, monitoring setup, and support measures

the degree of perturbation. These ratios are consis-

were modeled as built. Hardening of the shotcrete

tent with laboratory test results on disturbed and

as a function of lifetime was implemented based

undisturbed S-specimen.

on laboratory test results on shotcrete samples that

First model results indicate a heterogeneous depth

were carried out for the MB experiment (Versuchs-

distribution of the EDZ along the RC experiment

stollen Hagerbach AG 2009). Based on geological

which ranges between 0.5 and 3 m within the

Elastic properties

Matrix

Fault zones

Bedding

Young`s modulus Poisson`s ratio Matrix strength properties

4.0 GPa 0.18

1.6/2.4 GPa 0.3

4.0 GPa 0.18

Peak cohesion (conf.< 1 MPa) Peak cohesion (conf. > 1 MPa) Residual cohesion Peak friction angle (conf. < 1 MPa) Peak friction angle (conf. > 1 MPa) Residual friction angle Peak tensile strength

1.5 MPa 4.0 MPa 0.80 43° 11° 11° 1.3 MPa

0.6 MPa 1.4 MPa 0.2 MPa 33° 11° 11° 0.6 MPa

Table 3: Rock mechanical properties (basic case) used for the numerical calculations. Note that both, the peak strength and deformability properties are averaged over P- and S-specimen properties.

264

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

intact rock mass. Within the more compliant fault

Figure 3:

zones the model suggests a significant larger EDZ

Bi-linear strength criterion for the matrix (S-specimen), bedding and fault planes. Laboratory test results from S-specimen were sized according to their diameters.

depth up to 12 m. The asymmetric distribution of the EDZ is the result of both, the in-situ stress components which are inclined in respect to the tunnel axis, and the influence of the more compliant fault zones on the stress redistribution. The increased EDZ depth in the intact rock mass adjacent to the fault zones suggests localized stress concentrations; as a consequence the EDZ propagates deeper into the rock mass. This failure behaviour is associated with larger measurable displacements in the model. This is consistent with the geodetic measurements made during the construction which showed a significant increase of the horizontal displacements in the vicinity of the fault zones. Depth and geometry of the EDZ are in good agreement with the results from the seismic tomography along both sidewalls. In addition to the above described basic case model, a series of models with various constitutive laws (e.g. isotropic elastic and transversal isotropic) and a broad range of constitutive properties were analyzed. These analyses are ongoing and will be used to establish insights into physical sensitivities, and for a detailed understanding of stress redistribution associated with large-scale rock mass heterogeneities such as fault zones.

Additional work carried out in 2012 Beside above mentioned work and results, a series of sub-projects were conducted in 2012. A

chanical and constitutive behavior was initiated.

detailed description is beyond the scope of this

These studies are ongoing in 2013.

annual report. However, new insights were obtained through a rigorous review of all laboratory strength and deformability test data conducted in

National Cooperation

Figure 4: Numerical modeling results of the excavation damaged zone (EDZ) around the RC experiment.

the past 10 years from samples taken at the Mont Terri underground research laboratory. The de-

ENSI provides major funding of the RC experiment

tailed analysis revealed relevant findings in terms

and cooperates with ETH in the coordination of

of the influence of specimen dimensions, water

this research activity. Swisstopo is the second cost-

content and saturation degree on the obtained

sharing partner.

rock mechanical properties; and thus on established strength criteria used for numerical modeling. In addition to this review, numerical scoping

International Cooperation

calculations were conducted which address the influence of variations in surface suction on the

The institutions cooperating with the Chair of En-

hydro-mechanical behavior (due to temperature

gineering Geology at ETH and ENSI are the follow-

and relative humidity variation in the tunnel), and

ing: 1) Bundesanstalt f端r Geowissenschaften und

the influence of consolidation on time-dependent

Rohstoffe (BGR), Germany; 2) Chevron ETC, USA.

lining loads (Amann et al. 2012). Furthermore, a numerical study addressing relevant aspects and processes underpinning the observed hydro-me-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

265

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

Publications [1]

Rigorous integration of geological mapping, drill-

F. Amann, R. Thoeny, C.D. Martin (2012): Rock mechanical considerations associated

core logging, optical televiewer imaging und seis-

with the construction of a nuclear waste

mic refraction measurements provided essential

repository in clay rock, paper presented at

data to investigate the relationship between the

the 46th US Rock Mechanics/Geomechanics

natural and excavation-induced fracture network

Symposium 2012, Chicago, American Rock Mechanics Association, ARMA

in tectonically disturbed Opalinus Clay at the Mont Terri underground research laboratory. Consider-

[2]

F. Barpi, S. Valente, M. Cravero, G. Iabichino,

ation of pre-existing faults and fault zones and

C. Fidelibus (2012): Fracture mechanics char-

their mechanical characteristics was necessary to

acterization of an anisotropic geomaterial.

understand both the failure mechanisms and the

Engineering Fracture Mechanics, Volume 84,

spatial distribution of macroscopic EDZ fractures

pp 111–122

around the RC experiment. Complementary, the

[3]

S. Valente, C. Fidelibus, S. Loew, M. Cravero,

synthesis of geological and monitoring data re-

G. Iabichino, F. Barpi (2012): Analysis of Frac-

vealed a series of fundamental new findings re-

ture Mechanics Tests on Opalinus Clay. Rock

garding the spatial and temporal evolution of the

Mechanics and Rock Engineering, Volume

displacement field around the RC section and thus

45, Issue 5, pp 767–779

on the short- and long-term rock mass behavior in transversely isotropic clay rocks. The successful integration of the field data in combination with

References

three-dimensional numerical modeling allows us to investigate the stress redistribution around the

[1]

F. Amann, E.A. Button, M. Blümel, R. Thoeny

RC experiment and thus the influence of fault

(2010b): Insight into the mechanical behav-

zones on the rock mass behavior in the near-field

iour of Opalinus Clay. Paper presented at

of a repository.

European Rock Mechanics Symposium 2010,

The final phase of the project will be spent for

Lausanne, Switzerland, Rock Mechanics and

further numerical analyses in a systematic man-

Environmental Engineering, edited by Zhao,

ner and for reporting of the RC experiment in its

Labious, Dudt and Mathier, Taylor & Francis Group, London, ISBN 978-0-415-58654-2.

entirety. The major findings and results of this research project including all data sets and a com-

[2]

F. Amann, E.A. Button, K.F. Evans, V.S. Gischig,

plete description of the experiment layout will be

M. Blümel (2011a): Experimental study of the

compiled in a dissertation and published in several

brittle behavior of clay shale in short-term un-

international journals. Complementary, further

confined compression. Rock Mech Rock Eng,

laboratory tests will be conducted to establish

44 (4), 415–430.

the relationship between total suction and uncon-

[3]

F. Amann, P.K. Kaiser, E.A. Button (2011b):

fined compressive strength of P-specimens, and to

Experimental study of the brittle behavior of

validate the rock water characteristic curve.

clay shale in rapid confined compression. Rock Mech Rock Eng, 44 (1), 21–33. [4]

A. Ferrari and L. Laloui (2013) : Advances in the testing of the hydro-mechanical behav-iour of shales. L. Laloui and A. Ferrari (Eds.): Multiphysical Testing of Soils and Shales, SSGG, pp. 57–68. Springer-Verlag Berlin Heidelberg 2013.

[5]

Itasca (2006): Fast Lagrangian Analysis of Continua in 3 Dimensions (FLAC 3D), Version 4.0, Itasca Consulting Group Inc., Minneapolis, USA.

[6]

J.-C. Mayor , M. Velasco, J.-L. Garcia-Sineriz (2007): Ventilation experiment in the Mont Terri underground laboratory. Physics and Chemistry of the Earth 32 (2007) 616–628.

266

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

[7]

C. D. Martin, G.W. Lanyon (2003): Measure-

[11] Ch.-L. Zhang , T. Rothfuchs, K. Su, N. Hoteit

ment of in-situ stress in weak rocks at Mont

(2007): Experimental study of the thermo-

Terri Rock Lab. International Journal of Rock

hydro-mechanical behaviour of indurated clays.

Mechanics and Mining Sciences, 40(7-8), pp

Physics and Chemistry of the Earth 32 (2007)

1077–1088. [8]

957–965.

R. Thoeny, F. Amann, E.A. Button (2010):

[12] S. Zimmer (2012): Untersuchungen zur einaxi-

Ground conditions and the relationship to

alen Zugfestigkeit von Opalinuston in Abhän-

ground behaviour – a new mine-by project in

gigkeit der Saugspannung. Bachelor Thesis,

Opalinus clay at Mont Terri Rock Laboratory.

ETH Zurich.

Paper presented at European Rock Mechanics Symposium 2010, Lausanne, Switzer-land, Rock Mechanics and Environmental Engineering, edited by Zhao, Labious, Dudt and Mathier, Taylor & Francis Group, London, ISBN 978-0415-58654-2. [9]

M. Th. Van Genuchten (1980): A closed form equation for predicting the hydraulic con-ductivity of unsaturated soils. Soil Sc.

[10] Versuchsstollen Hagerbach AG (2009): Characterization of the dry shotcrete sprayed in MB niche for modeling works. Final Report. Flum Hochwiese, 11 February 2009.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

267

Climate Modelling of the Weichselian Glacial Period Author und Co-author(s)

D. Hofer, N. Merz, C.C. Raible

Institution

Klima- und Umweltphysik, Universität Bern

Address

Sidlerstrasse 5, 3012 Bern

Tel., E-mail, Internet address

+41 (0)31 631 44 50, raible@climate.unibe.ch www.climate.unibe.ch

Duration of project

July 1, 2010 to September 30, 2012

ABSTRACT

sheets leads to the strongest southward shift in

The project assesses the impact of different gla-

the North Atlantic jet stream of all simulations

cial boundary conditions on the atmospheric

and the most distinct increase in winter precipi-

dynamics and the precipitation pattern in the

tation over Southern Europe. This emphasizes

European region. Changes in the precipitation

that the magnitude of influence of an ice sheet

pattern during glacial periods are important

with the LGM-size is not the upper limit. The

as they steer the growth of glaciers and thus,

circulation type classification analysis exhibits

the potential of deep erosion, which has to be

that glacial circulation types are dominated by

considered in the planning of deep geological

patterns with an east-west pressure gradient,

repositories for radioactive waste.

which clearly differs from the predominantly

Using a global climate model a set of sensitiv-

zonal patterns for the recent past. By investi-

ity simulations with different glacial boundary

gating the changes in the occurrence of the

conditions has been conducted considering

circulation types from the recent past to the

two states of the last glacial period, namely

glacial states, it is shown that these changes

the last glacial maximum (LGM) around 21 ka

are responsible for 60% of the precipitation

ago and an earlier state around 65 ka ago. In

increase in the mid-latitudes. For the small

the first part of the project, it has been shown

domain of Switzerland the model output

that due to the presence of the Laurentide ice

should be treated carefully as many local fea-

sheet the North Atlantic storm track is shifted

tures are not resolved or highly simplified in

to the south – especially during wintertime. As

the model. However, we observe a slight but

a consequence of the changed atmospheric

significant increase in winter precipitation in

dynamics the precipitation in the glacial simu-

simulations with a strongly elevated Laurentide

lations is increased over southern Europe. In

ice sheet. This precipitation increase – together

the second part of the study, the analysis is

with a shift of today’s mostly westerly circula-

extended with (i) an additional simulation with

tion to a more southern direction – suggests

a further increased elevation of the Laurentide

increased precipitation for the southern Swiss

ice sheet, (ii) a daily circulation type classifica-

Alps and, therefore, increased accumulation

tion, and (iii) a chapter focusing on Switzerland.

for the glaciers in this region.

The extreme scenario of 125%-LGM size ice

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

269

Project goals

ditions are taken from simulations with a fully-coupled but lower resolved atmosphere-ocean general

Deep geological repositories for radioactive waste

circulation model.

need to be save for up to one million years. For

A pre-industrial simulation (1850 AD; hereafter PI)

such a long perspective glacial periods and the

that serves as reference simulation and a set of

potential influence of deep erosion due to glaciers

glacial experiments based on two states of the last

have to be considered for the repository sites. The

glacial period have been conducted under different

aim of this project is to investigate the impact of

perpetual forcing conditions (see Table 1). The two

different glacial boundary conditions on the atmo-

states corresponds to the Last Glacial Maximum

spheric dynamics and the precipitation pattern,

(LGM, 21 ka ago) and to Marine Isotope Stage 4

and to identify the influence of the changes on

(MIS4, 65 ka ago). In the glacial simulations the

the glaciers in Switzerland.

boundary conditions differ from PI as follows: lower

In doing so, a set of glacial simulations has been

concentrations of greenhouse gases, changed

conducted and thoroughly analysed. Addition-

Earth's orbital parameters, added major continen-

ally, the simulations are also considered as input

tal ice sheets (different scenarios based on [2]; see

to future modelling studies, e.g., using regional

Table 1), and a sea level that is lower than today

climate models or ice sheet models. However, such

(120 m difference for LGM and 80 m for MIS4).

regional simulations are not in the scope of the

The main results of the analysis of the mean dif-

current project.

ferences are summarized in Fig. 1 (see [3] for more details). In the glacial simulations the winter (December to February, DJF) storm track in

Work carried out and results obtained

the North Atlantic is shifted to the south. As a consequence of these changes, the precipitation is increased over southern and eastern Europe. Con-

This section is divided in two parts. First, a brief

trastingly, precipitation over the North Atlantic and

summary of the experimental setup and of the

the extensive ice sheets is strongly reduced. Fur-

results of 2011 is given to set the framework of

thermore, the set of simulations allows to clearly

the study. Then, the new results are presented in

identify the Laurentide ice sheet as the main driver

three subsections focusing on the additional simu-

of the changed circulation, as the southward shift

lation, on circulation type classification, and on the

of the storm track – and consequently the changes

precipitation change in Switzerland.

in precipitation – are more pronounced in the simulations with an enhanced elevation of this ice

Experimental setup and summary 2011

sheet. Other boundary conditions, e.g., the radia-

The project is based on simulations with a global

tive forcing or the ocean surface, are of second

atmosphere general circulation model (Commu-

order importance.

nity Climate System Model version 4, [1]) with pre- The impact for the glaciers in Switzerland is, howscribed sea surface temperatures (SST) and sea ice

ever, difficult to address, as the mean precipitation

extent. The model is run in a 0.9°x1.25° horizontal

signal is only partially significant in this region. To

resolution and the prescribed lower boundary con-

clarify the impact further analyses are performed

Description

Simulation

Ice sheet heights Laurentide

Fennoscandian

Others

1850 AD simulation

21 ka simulation

LGM

100%

65 ka simulations

MIS4LT

46%

100%

MIS4LIN

67%

MIS4FS

76%

33%

76%

MIS4LGM

100%

MIS4125

125%

Table 1: Overview of the simulations and the ice sheet topographies. The values for the ice sheet heights indicate how much of the LGM–present-day topography changes are applied for the Laurentide, the Fennoscandian and all other (mainly Greenland and Antarctica) ice sheets. MIS4125 is the new simulation that has not been available in the first part of the project.

270

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 1:

which are presented in the next sections. More

Schematic illustration of the mean changes in the glacial simulations compared to the recent past obtained for winter.

information and figures dealing with the PI and the glacial maximum mean states are provided in the appendix.

Additional simulation with a more elevated Laurentide ice sheet There is the possibility that future ice ages might allow ice sheets to grow larger than during the last glacial cycle. To investigate the impacts of such

Figure 2:

a «super-glacial» we perform a time-slice which

Topography in the CCSM4 model for the present state (used in PI) and the state with large ice sheets of the size of 125% LGM (used in MIS4125).

includes ice sheets with 125% height of the LGM size. Fig. 2 shows the comparison of the Northern Hemisphere topography for the present state and the setup used in the MIS4125 simulation. The dynamical response of the North Atlantic and European climate to the 125%-LGM size ice sheet is similar to the one observed with the 100% LGM (simulations LGM and MIS4LGM). However, the comparison of the «super-glacial» ice sheet (MIS4125) with the last maximum (MIS4LGM, Fig. 3) shows

there is a strengthening of the jet and connected

that there is an additional strengthening of the

with that an increase in mean precipitation at the

southward shift of the winter jet. These changes of

latitudes of the British Isles. Nevertheless, com-

the jet position and strength lead to an additional

pared with the pre-industrial simulation all parts

transport of moisture to the Iberian Peninsula and

of Europe except some in the North experience

also parts of Central Europe in winter (see Fig. 3c).

a strong drying during summer due to the vastly

A similar response is observed in summer where

colder temperatures (see also in Appendix Fig. A2). Figure 3: Winter (DJF, left column) and summer (JJA, right column) differences between MIS4_125 and MIS4_LGM: surface air temperature (a,b), precipitation (c,d) and zonal wind speed at the 200hPa level (e,f). Only values that are statistically significant at the 5% level (twosided Student's t-test) are colored.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

271

Figure 4: The six patterns (contours) and the associated precipitation anomalies (color shading) for the circulation types in winter (DJF) of the PI (a) and the MIS4LGM (c) simulations obtained by the k-means cluster analysis of the 20 leading principal components of daily SLP fields, and their projected frequencies in all simulations (b for PI and d for MIS4LGM).

Circulation types and their implication on precipitation

tation anomalies are calculated as the difference

Circulation type classification is a different way to

assigned to a circulation type pattern and the over-

analyze the changes in the atmospheric dynamics

all winter mean precipitation and only values that

and to quantify its contribution to the precipitation

are statistically significant at the 5% level (two-

between the mean precipitation of all days that are

changes that focused on shorter (i.e., daily) time

sided Student's t test) are colored. The frequencies

scales. The goal of such classification methods is to

of occurrence are calculated as the sum of all days

group cases so that they share common features

where the daily mean SLP pattern of a simulation

within each group, while being dissimilar with

has the highest spatial correlation with this circula-

other groups ([4]). In the context of circulation, we

tion type pattern divided by the total sum of days

look for several distinct states of the atmosphere

(in %). The gray shading highlights the simulation

that repeatedly reappear, i.e., accumulation points

from where the circulation type patterns originate.

in the phase space.

The MIS4 simulations (in b and d) are arranged

To identify the circulation types in the simulations,

from left to right in the order of increasing height

the k-means clustering algorithm is applied to the

of the Laurentide ice sheet.

20 leading principal components of daily means

The circulation type patterns of the different simu-

of the winter sea level pressure (SLP) in the North

lations are compared by calculating their spatial

Atlantic region (25°N-70°N and 70°W–50°E; see

correlations and the projected frequencies of

[5] for more details on the methodology). For our

occurrence. To estimate the latter for each day of

simulations the number of circulation types is esti-

a simulation, the spatial correlation coefficients

mated to be between 6 and 9. As the main conclu-

between the daily mean SLP pattern and the dif-

sions are similar in all cases only the results for 6

ferent circulation type patterns are calculated. The

circulation types are shown (Fig. 4).

day is then assigned to the circulation type with

The contour interval is 5 hPa with a bold line at

which it has the maximum spatial correlation coef-

1010 hPa and continuous (dashed) lines indicat-

ficient. The frequency of occurrence is the number

ing values above (below) 1010 hPa. The precipi-

of days that are associated with a circulation type.

272

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 5:

For present-day conditions the circulation type pat-

Winter (DJF) precipitation: (a) difference between the mean precipitation in the MIS4LGM and the PI simulations, (b) expected difference due to the changed frequencies of occurrence of the SLP patterns using the precipitation anomalies estimated from the PI simulation (see text for details on the calculation), and (c) same as Figure 4b but using the precipitation anomalies estimated from MIS4LGM .

terns in the model reasonably agree with the ones derived from reanalysis data and also exhibit high spatial correlation coefficients (>0.85) with the patterns of the PI simulation (not shown). For PI zonal SLP patterns prevail (Fig. 4a). The three most frequent circulation type patterns for PI show a strong meridional SLP gradient, while only the least frequent circulation type exhibits a pronounced east-west pressure difference. The circulation type patterns in the glacial simulations are clearly different with a distinct negative SLP anomaly west to northwest of the British Isles (e.g., Fig. 4c for MIS4LGM). Generally, the deviations to PI are larger in the simulations where the Laurentide ice sheet is more elevated. Thus, strong topographic changes associated with the large continental ice sheets

Figure 6:

lead to fundamentally different circulation types in

Topography of central Europe on the 0.9°x1.25° model grid. The black rectangular frames the 12 cells used as the Switzerland domain.

glacial periods compared with today. Nevertheless, it is possible to project the preindustrial circulation types on glacial simulations (and vice versa), via spatial correlation. In doing so, SLP composites in the glacial simulations resemble the preindustrial circulation types. The analysis shows that the projected frequencies of occurrence confirm the aforementioned impact of the topography (Fig. 4b and d). Considering the patterns derived from PI, the projections of pattern 1 and 6 (to a lesser degree also the one of pattern 3) change in accordance with the elevation of the Laurentide ice sheet. Pattern 1 occurs less often in the

Each circulation type produces a specific precipi-

glacial simulations, while pattern 6 represents the

tation pattern, which is calculated as the precipi-

dominant glacial circulation pattern and thus its

tation composite of all days that are associated

frequency of occurrence increases with increasing

with this type minus the mean precipitation. By

topography. This is consistent with the compari-

multiplying the obtained anomaly patterns with

son of the circulation types, namely that in the

the relative change of their frequency of occur-

glacial simulations east-west SLP pattern prevail

rence between two simulations, the contribution

and not north-south as in the recent past, and that

of circulation changes to precipitation changes is

the main factor for the changes is the elevation

estimated (shown for MIS4LGM in Fig. 5).

of the Laurentide ice sheet. The reverse approach

The resulting pattern resembles the mean differ-

– using the projections based on the MIS4LGM cir-

ence pattern, but with weaker amplitudes. For

culation types – confirms the results. The first and

Southwestern Europe and the adjacent ocean

third glacial circulation types rarely occur in PI and

where the strongest precipitation increase is found

instead the forth, which is the only glacial type

in the glacial simulations, the expected changes

with a pronounced meridional SLP gradient, is

can explain 40% to 60% of the mean difference

much more frequent. The projected frequencies

(Fig. 5a) depending on whether the precipitation

of occurrence for the LGM simulation are close to

anomaly patterns from the PI simulation (40%, Fig.

the ones for MIS4LGM suggesting a much weaker

5b) or the ones from the glacial simulations (60%,

impact of other boundary conditions compared

Fig. 5c) are used. The explained percentage due

with topography. Clearly, the strongest changes

to the changed frequencies of occurrence remains

are detected in the simulation with the highest ice

the same independent of the elevation of the Lau-

sheet configuration (125%-LGM size) where zonal

rentide ice sheet. The precipitation differences that

circulation types nearly vanish.

cannot be explained by circulation changes are in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

273

Simulation

MIS4LT

MIS4LIN

MIS4FS

MIS4LGM

MIS4125

LGM

Prec. difference to PI (mm/day)

â&#x20AC;&#x201C;0.18

+0.04

+0.23

+0.57

+0.86

+0.21

Table 2: DJF mean glacial precipitation difference in Switzerland with respect to PI. Bold values are statistically significant at the 5% level (two-sided Student's t-test).

good agreement with the evaporation differences.

sis data for present-day indicate a value of less

Regarding Switzerland, the changes of the fre-

than 3 mm/day. Thus, we focus on precipitation

quencies of occurrence suggest a precipitation

differences more than on absolute values. In the

increase that is stronger in the simulations with

glacial simulations with a less elevated Laurentide

a more elevated Laurentide ice sheet. For MIS4LGM

ice sheet (MIS4LT and MIS4LIN) the mean precipita-

and LGM the suggested increase is in the order

tion is not significantly different (at the 5% level)

of 0.5 mm/day, for the MIS4125 the precipitation

from PI, while in the other simulations the precipi-

increases by about 1 mm/day. This result is put

tation is increased by from 0.23 to 0.86 mm/day

into perspective in the following section, where

with increasing ice sheet (Table 2). However, the

the precipitation change for Switzerland is anal-

discrepancy between MIS4LGM and LGM illustrates

ysed in more details.

that other boundary conditions (sea surface temperatures and orbital forcing) also play an impor-

Glacial precipitation in Switzerland

tant role.

As noted earlier the horizontal resolution of the

The range of the daily winter precipitation values

model used in the study is roughly one degree.

in Switzerland is illustrated in Fig. 7. Generally, the

This means that the area of Switzerland is covered

median and the quartiles exhibit the same trends as

within 12 cells (see Fig. 6), which is at the lower

the mean, namely increasing values from the simu-

end of where robust results can be expected. Thus,

lations with a small Laurentide ice sheet to the simu-

the analysis is based on the average over all 12

lations with a highly elevated ice sheet. In contrast,

Swiss cells. Nevertheless, the results should be

for the top 1% of daily precipitation values a clear

interpreted with caution, as the uncertainties are

trend is not obvious. Thus, the changed boundary

large on such small scales and local effects that

conditions in glacial times seems to have an impact

cannot be resolved in the model might be impor-

only on the mean and the median of the precipita-

tant (e.g., due to the limited spatial resolution the

tion and not on extreme precipitation events.

Alps have a maximum elevation of 1400 m in the

As already noted, it is not reasonable to analyse

model, see Fig.6). Here, we present results of the

the precipitation changes in sub-regions of Swit-

mean winter precipitation and of the mean wind

zerland which consists only of one or a few grid

direction and its implication for precipitation.

points. To nevertheless get some indications of

In general, the model overestimates winter pre-

which part of Switzerland could be affected more,

cipitation for Switzerland. The mean precipitation

the wind directions and speeds are analysed. In

in the simulations is in the order of 3.5 mm/day

PI generally west-southwesterly wind conditions

to 4.5 mm/day, while observational and reanaly-

prevail (Fig. 8). In the glacial simulations the mean

Figure 7: The range of the daily DJF mean winter precipitation for PI and the glacial simulations. The box indicates the lower and upper quartiles and the median. For better comparison the values for PI are indicated with dashed gray lines. The top 1% of daily precipitation values are shown as black dots.

274

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure 8: The frequencies of the DJF daily wind direction (on the 1000 hPa level) over Switzerland. The frequencies are split into 4 categories indicating the strength of the wind.

wind speed is slightly increased and – more impor-

additional simulation with a «super-glacial» ice

tantly – a large Laurentide ice sheet as in MIS4LGM,

sheet in order to investigate its potential impact

MIS4125 and LGM leads to a predominantly south-

on Europe and Switzerland. All aims have been

southwesterly circulation. This is consistent with

fulfilled in the last months. The project was sci-

a reconstruction that suggests a more southerly

entifically very successful as illustrated by the two

atmospheric circulation for the Alps during LGM,

peer-reviewed publications and the international

but not so during less pronounced glacial states

interest experienced at several conferences and

([6]). Generally, southern wind leads to more pre-

workshops. The additional analysis of the exist-

cipitation at the southern side of the Alps. Conse-

ing simulations exhibits that the ice sheet height is

quently the change from predominantly westerly

crucial for the atmospheric circulation not only for

to southerly circulation will increase precipitation

long-term mean changes but also on the weather

especially in the southern parts of Switzerland.

scale. Applying an atmospheric circulation classification on daily data clearly shows that during

Summary and Conclusions

glacial times with an increased Laurentide ice sheet

This study has identified the Laurentide ice sheet

the weather patterns are predominantly meridio-

as the most important driver of changes in atmo-

nal representing an west-east dipole structure. This

spheric dynamics and glacial precipitation for the

is different to the more zonal north-south dipole

European region ([3] and [5]). On a more regional

patterns, which dominate the present day climate

scale, the large-scale circulation changes in glacial

and the recent past. In our study, we were further

periods lead to increased precipitation and a shift

able to show that these changes in the circulation

to more southern winds over Switzerland. In conse-

types are responsible for a substantial part of the

quence, the results suggest that under deep glacial

precipitation differences when comparing glacial

conditions, where the Laurentide ice sheet is large

times with today. The additional «super-glacial» ice

(as in LGM or higher), increased accumulation has

sheet simulation shows that a further increase of

to be expected for the glaciers in the Southern

the Laurentide ice sheet also leads to an additional

Alps. However, the uncertainties remain large. For

increase in precipitation over southern and central

a detailed evaluation of local glacier advances and

Europe during winter. This means that under the

their potential for deep erosion further modelling

constraint of an extreme high Laurentide ice sheet

studies with included alpine ice sheet and sedi-

the European-Alpine ice sheet has the potential to

ment models are needed.

grow which in turn will imply enhanced deep erosion due to glaciers. Focusing on Switzerland we

Assessment 2012

see that the increased precipitation during glacial times goes along with a shift to more southerly flow. Thus, the simulations suggest that in par-

The aims of the project extension were to further

ticular the Southern Alps receive more precipita-

analyse the simulations performed during the first

tion during glacial times with high ice sheets. The

year of the project, to summarize these results in

«super-glacial» ice sheet simulation additionally

a peer-reviewed publication and to perform an

increases the precipitation on the northern side of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

275

Alps, again highlighting the importance for deep

[3]

D. Hofer, C. C. Raible, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, The impact of different glacial

erosion. Whether the results of Switzerland will be also presented in a peer-reviewed publication

boundary conditions on atmospheric dynam-

is still under consideration. Clearly, there is room

ics and precipitation in the North Atlantic re-

for further future collaborations, in particular to dynamically downscale our results to resolutions

gion, Clim. Past, Vol. 8, pp. 935–949, 2012. [4]

R. Huth et al., Classification of atmospheric

appropriate for coupling ice sheet and sediment

circulation patterns, Trends and Directions, In

models. Therefore, contacts to research groups

Climate Research, Vol. 1146, pp. 105–152,

have already been established.

2008. [5]

D. Hofer, C. C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, Simulated winter circula-

National Cooperation

tion types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial condi-

The project does not involve cooperation with

tions, Geophysical Research Letters, Vol. 39,

other Swiss projects.

L15805, 2012. [6]

International Cooperation

D. Florineth, and C. Schlüchter, Alpine evidence for atmospheric circulation patterns in Europe during the Last Glacial Maximum, Quaternary Research, Vol. 54, pp. 295–308,

The code for the climate model and the input data

2000.

for several simulations have been made available by the National Center for Atmospheric Research (NCAR) in Boulder, US. To prepare the simulations, we collaborated with the paleo-working group of the same institution. Our project is also connected to the EU project Past4Future, where the Climate and Environmental Physics of the University of Bern takes part.

Publications D. Hofer, C. C. Raible, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, The impact of different glacial boundary conditions on atmospheric dynamics and precipitation in the North Atlantic region, Climate of the Past, Vol. 8, pp. 935–949, 2012. D. Hofer, C. C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, Simulated winter circulation types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial conditions, Geophysical Research Letters, Vol. 39, L15805, 2012.

References [1]

P. R. Gent et al., The Community Climate System Model version 4, J. Climate, Vol. 24(19), pp. 4973–4991. 2011.

[2]

W. R. Peltier, Global glacial isostasy and the surface of the ice-age earth: The ice-5G (VM2) model and grace, Annu. Rev. Earth Pl. Sc., Vol. 32, pp. 111–149, 2004.

276

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Appendix – Glacial vs. interglacial climate – the mean states

Winter (DJF) mean climate in the NH during PI and glacial maximum conditions (Figure A1)

Global and NH extra-tropical means (Table A1)

The PI winters generally show moderate tempera-

The global and NH extra-tropical mean SAT and

tinent due to warm surface waters in the North

precipitation values (see Table A1) are largely con-

Atlantic. The main precipitation band results from

trolled by orbital forcing as there are much larger

the storm track which goes along the eddy-driven

tures over the North Atlantic and European con-

differences between different time periods (PI,

jet stream pointing from the US east coast towards

LGM, MIS4) than for different ice sheet configura-

the British Isles and Scandinavia. The present ice

tions (compare MIS4LIN, MIS4LGM and MIS4125). That

sheet configuration also lead to a zonal flow over

means that on global scale, the ice sheet sensitivity

the North Atlantic resulting from a high pressure

is clearly of second order importance.

band over the subtropics and a low pressure band

For DJF, the global mean SAT of the LGM is about

over the high latitudes. During a glacial maximum

5.8 °C colder than PI; the MIS4 temperature is

(shown for MIS4125) the North Atlantic surface

about 5.1 °C colder. For the NH extra-tropics the

waters are much colder which leads to very cold

difference is even more distinct with a cooling of

winters over much of the North Atlantic and Euro-

up to 10.5 °C for the LGM (8.5 °C for MIS4) during

pean region. The presence of extensive ice sheets

the glacial state. Regarding winter precipitation

results in a redirection of the atmospheric flow,

both the global and the NH extra-tropics show a

e.g., the Laurentide ice sheet leads to a southward

reduction in precipitation during glacial conditions.

shift of the North Atlantic storm track so precipita-

In the most extreme case, i.e., for the LGM NH

tion increases over the Iberian peninsula and to

extra-tropics, this reduction is about 25% of the

some extent also in the Alpine region. The glacial

PI precipitation.

topography also fosters meridional circulations

Similar to the winter means, the glacial summer

patterns rather than a zonal flow as over the ice

(JJA) conditions are colder and drier compared

sheets a cyclonic circulation of cold air (indicated

with the recent past. The global mean changes

through high SLP values) is simulated.

are of similar magnitude as in winter whereas the reduction in the glacial NH extra-tropical JJA temperatures is not as distinct as for DJF. The reduction in summer precipitation is about 20% for all glacial

Summer (JJA) mean climate in the NH during PI and glacial maximum conditions (Figure A2)

simulations for both the global and the NH extra- The changes from PI to MIS4125 during the summer season are generally less distinct than the winter

tropical domain.

equivalents. Simulations with glacial boundary conditions show a colder and drier summer climate, in particular over the ice sheets itself. Due to the same mechanical shift as in winter, the North

Simulation

DJF global

DJF 20N-90N

JJA global

JJA 20N-90N

SAT [°C] PI

10.61

– 2.70

14.33

15.98

LGM

4.89

–13.27

9.07

9.69

MIS4LIN

5.54

–11.00

10.21

11.27

MIS4LGM

5.45

–11.24

10.23

11.37

MIS4125

5.39

–11.30

10.23

11.37

2.05

2.90

2.02

Table A1: Global and Northern Hemisphere extra-tropics (20N90N) averages of surface air temperature (SAT [°C]) and total precipitation [mm/day] for the pre-industrial and four glacial simulations.

Precipitation [mm/day] PI

2.88

LGM

2.52

1.54

2.55

1.70

MIS4LIN

2.58

1.63

2.62

1.76

MIS4LGM

2.57

1.64

2.62

1.78

MIS4125

2.57

1.65

2.62

1.78

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

277

Atlantic storm track is shifted to the South, how-

the colder air masses. As in glacial winters there

ever the changes are smaller and most of the pre-

is also rather cyclonic circulation over the main

cipitation still occurs over Northern Europe; pre-

ice sheets whereas the main SLP pattern over the

cipitation rates in the alpine region even decrease.

North Atlantic remains similar as during the PI.

Regarding the mean circulation we find a general increase in SLP due to the changes in sea-level and

Figure A1: DJF means of the preindustrial run (PI) and the glacial simulation with the strongest ice sheet forcing, i.e. MIS4125: a)+b) surface air temperature (SAT [째C]), c)+d) total precipitation [mm/ day], e)+f) zonal wind speed at 200 hPa (u200 [m/s]), and sea-level pressure (SLP [hPa]). Note that the MIS4125 SAT and SLP values are also affected by changes in the local orography.

278

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Figure A2: Same as Figure A1 but for JJA.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

279

Dating Swiss Deckenschotter using cosmogenic 10 Be and 26Al Author und Co-author(s)

Naki Akçar1, Susan Ivy-Ochs2, Anne Claude1, Dmitry Tikhomirov1, Peter W. Kubik2, Christof Vockenhuber2, Christian Schlüchter1

Institution

Institute of Geological Sciences, Bern University

Laboratory of Ion Beam Physics (LIP), ETH Zürich

Address

Baltzerstrasse 1, 3012 Bern/Schweiz

Tel., E-mail, Internet address

+41 31 631 87 82, akcar@geo.unibe.ch, www.geo.unibe.ch

Duration of project

3 years

ABSTRACT

genic nuclide concentrations (especially

Our project employs burial, isochron-burial

we are currently working on several fronts to

Al),

and depth-profile dating with in-situ produced

improve the AMS measurements, and thus,

cosmogenic nuclides 10Be and 26Al to date key

reduce uncertainties. In 2013, our first task

deposits of the Swiss Deckenschotter on the

will be the selection of the key sites for sam-

northern Alpine Foreland. Five sites that are

pling. Meanwhile, we will refine our analytic

under discussion for deep geological reposito-

capabilities for cosmogenic

ries for nuclear waste disposal are located on

cial for application of burial and isochron-burial

Al, which is cru-

the northern Foreland. Our project began on

dating. The first sampling campaign will take

October 1 2012. During these three months,

place in the first half of 2013 after careful scru-

we found a suitable PhD candidate. She has

tiny of potential sites. Earliest by late summer,

been surveying the literature in order to build

first results are expected to be gathered. While

her background on the Swiss Deckenschotter

doing these, we will profit from our know-how

and refining her analytical skills. In the field

from other projects within well-established

meeting on March 30 2012, optimal sites

national and international collaborations, this

based on site character and knowledge gained

know-how will be directly transferred into our

from the pilot project were discussed. As the

project.

Deckenschotter sites have rather low cosmo-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

281

Project goals

Deckenschotter is called cover gravel because the deposits «cover» Molasse or Mesozoic bedrock

Based on the Swiss Nuclear Energy Act, authori-

and form hill-tops beyond the extent of the Last

ties decided upon six deep geological repositories

Glacial Maximum. The Deckenschotter are a succes-

to be evaluated as potential permanent and safe

sion of several glaciofluvial gravel layers intercalated

disposal. Five of the repository sites are located

with glacial and/or over-bank sediments deposited

in the northern Alpine Foreland, which is domi-

in (paleo-) valleys. They also contain fluvial deposits

nated by Quaternary deposits. In the Quaternary,

that record warm intervals. As shown in Figure 1,

glaciers advanced and reached the northern Al-

between deposition of the HDS and the TDS there

pine foreland at least 15 times [1]. In the fore-

was a marked phase of incision. The Swiss Decken-

lands, four distinct Quaternary stratigraphic units,

schotter (HDS and TDS) deposits are separated

which are differentiated by their topographical

from the younger units by an even more notable

position and morphostratigraphy, have been rec-

phase of incision [4, 5].

ognized [2]. These are, from oldest to youngest,

The timing of events in this complicated terres-

Höhere Deckenschotter (HDS; Higher Covergravel),

trial stratigraphy of the Quaternary in the northern

Tiefere Deckenschotter (TDS; Lower Covergravel),

Alpine foreland is not yet completely established.

Hochterrasse (HT; High Terrace) and Niederterrasse

The chronology of the Late Quaternary glaciations

(NT; Low Terrace) (Figure 1). For a long time, the

is relatively better constructed compared to the

Quaternary stratigraphy of the northern Alpine

older ones [e.g. 7, 8]. The timing of Deckenschotter

foreland was correlated to that of southern Ger-

glaciations is still completely unknown, although

many where the four lithostratigraphic units are

some attempts were made in the past [e.g. 9].

attributed to Günz, Mindel, Riss and Würm glacia- The first attempt to date Swiss Deckenschotter tions of Penck and Brückner [2]. According to this

was the paleontological analysis of the molluscan

correlation, HDS was correlated with Günz, TDS

fauna abundances in the upper part of the around

with Mindel, HT with Riss and NT with Würm [e.g.

11.5 long section of the HDS outcrop at Cholholz

3]. This continued until Schlüchter [1] presented a

am Wildstock, NE of Boppelsen, Canton of Zurich

new stratigraphy for the northern Swiss foreland

[10]. This section, which was interpreted by Jayet

based on the detailed field study of geological evi-

[10] as possibly extending all the way up into the

dence.

Holocene, was subsequently reinterpreted by Graf

The HDS and TDS are the oldest Quaternary units

[4] as being comprised solely of Deckenschotter.

in the northern Alpine foreland and referred to

In the 1990’s, mammal remains were found in

as Swiss Deckenschotter. While the same nomen-

the HDS sediments at the Irchel site. An age of

clature has been applied as the «Deckenschotter»

2.6 to 1.8 Ma (MN17) was determined [9], which

of Penck and Brückner [2] in southern Germany,

is still the only available quantitative age for the

the precise correlation between these deposits

Swiss Deckenschotter until this study. Besides the

has not yet been unequivocally established. Swiss

paleontological evidence, Graf and coworkers [4] analyzed paleomagnetism of the Swiss Decken-

Figure 1: Schematic stratigraphy of the Quaternary deposits of the northern Alpine foreland [after 6].

schotter. They concluded that deposition of HDS likely took place during the Matayuma Chron, thus more than 780 ka ago. Due to the long half-lives of the disposed nuclear waste, these deep repositories should maintain their integrity at least in the order of several hundred thousand to a million years. Such a long time of residence requires that the strata overlying the repositories should not be eroded neither by fluvial nor glacial action. As a consequence, the Quaternary landscape evolution of the northern Alpine Foreland needs to be revealed in order to model future change scenarios and to plan long-term residence of nuclear waste disposal in these repositories. In order to quantify this evolution, the absolute chronology of these deposits is required.

282

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

As the present topographical elevation of the

is buried deep enough to avoid significant post-

Deckenschotter outcrops is known, the uplift and

burial nuclide production (either zero or negligible)

incision since their deposition can only be deter-

and has a simple history of exposure prior to burial

mined when their age is known.

(preferably long-exposure time to reach steady

The goal of our project is to use the in-situ produced cosmogenic nuclides

Be and

Al to date

state nuclide concentrations). After burial the nuclide concentrations decrease due to decay. Since Al decays faster than

Be, a burial age can be

key Swiss Deckenschotter (HDS and TDS) outcrops

on the northern Alpine Foreland. To achieve this

calculated by measuring both nuclides. Burial ages

goal, we will optimize both the field situation (find

are determined based on the difference between

the most suitable sites for each applied technique)

the 26Al/10Be production ratio at the surface (6.75)

and do required method development to reduce

and the measured ratio of the buried sample. Buri-

uncertainties in the nuclide concentrations. We

al dating requires artificial outcrops that are at least

propose the applications of several cosmogenic

5 m deep (e.g. gravel pits). Several hundred grams

nuclide dating techniques: burial dating [11], iso-

of sand or more than 50 clasts are analyzed. In

chron-burial dating [12, 13] and depth-profile dat-

principle the age of a deposit can be determined

ing [14].

with a single sample. Several samples would be

Cosmogenic

Be and

Al are produced in quartz

grains (as sediment and/or mineral in the rock) at

analyzed to strengthen the underpinning of the determined age [for details see 11 and 19].

or near the Earthâ&#x20AC;&#x2122;s surface. These nuclides are most

Isochron-burial dating is a variation of burial dat-

often used for surface exposure dating. A sample

ing. It still uses the difference between the two

from the surface of a glacially deposited boulder is

half-lives but in a slightly different way. In con-

analyzed and an age since deposition can be de-

trast to burial dating, isochron-burial dating uses

termined. Burial dating and isochron-burial dating

timelines. It is assumed that every clast in a suite

are fundamentally different from surface exposure

of samples from the same timeline (geologic unit)

dating and depth-profile dating. The former de-

has the same post-burial history. In contrast, the

pend on the decay of the nuclides, while the latter

clasts should have a range of different inherited

depend on the build-up. In addition burial dating

nuclide concentrations acquired during different

and isochron-burial dating require measurement

pre-burial exposure histories (hillslope, intermedi-

of both Be and Al.

ate storage, transport) [12, 13]. By determining

Depth-profile dating uses the fact that cosmogenic

Be and

Al concentrations on several samples

nuclide production decreases predictably with

from the same horizon, the post-burial compo-

depth, i.e. it follows known physical principles.

nent can be modeled and the 26Al/10Be ratio at the

From the top of a deposit downward for about

time of burial (initial ratio) can be calculated. The

2 m, production of 10Be drops off roughly exponen-

isochron-burial age is then calculated by using the

tially with depth [16]. The attenuation length and

initial and measured ratios. As pre-burial (inherit-

relative contribution to production due to spall-

ed) nuclides accumulated according to the surface

ation (ca. 97%) and muons have been studied by

production rate ratio of 6.75,

many researchers [17, 18]. Concentrations of 10Be

vs.

are measured in numerous samples of sand or >50

on a line. After burial, the concentrations fall again

clasts amalgamated together, and a curve is fit to

on a line, whose slope is controlled by the differ-

the data. The shape of the curve is dependent on

ence in the decay rates. The difference between

both the age of deposition of the deposit and the

the two lines (isochrons) gives the burial age [for

Al concentrations

Be concentrations for all samples should fall

erosion (denudation) rate of the top surface. Re-

details see 12 and 13]. For isochron-burial dating,

cent work by Hidy et al. [14] has greatly improved

several individual fist-sized clasts (ideally of various

the calculations, allowing Monte Carlo-based sim-

quartz-bearing lithologies) or sediment samples

ulations for determination of both age and top

(sand or >50 clasts) are collected along a single

surface erosion rate. For depth-profile dating, sev-

stratigraphic horizon. Another version of isochron-

eral (6-10) samples are taken at intervals of tens of

burial dating is appropriate for dating of sand or

centimeters downwards into a deposit.

>50 clasts from different depths in a deposit. The

Burial dating takes advantage of the difference in

difference between the measured ratio and the sur-

the half-lives of Be (1.4 Ma) and Al (0.7 Ma) to

face ratio for each sample is determined. In other

determine how long sediment has been buried.

words, a whole depth profile is burial dated. Note

The basic premise of burial dating is that sediment

that this method is intended for a ÂŤpaleo-depth

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

283

profile» below a buried soil layer, so an ancient

able sites: at a field meeting on March 30 2012

buried exposed surface [12]. The main advantage

(participants Naki Akçar, Susan Ivy-Ochs, Andreas

of isochron-burial dating is that it is independent

Dehnert and Hansruedi Graf). At this meeting we

of erosional modification of the top surface of the

discussed the results from the pilot project at the

deposit. This method is extremely promising but

Mandach outcrop (Figure 2). This critical view can

has been applied in only a few settings [15].

now be incorporated in our ongoing site evaluation. Results from the pilot project results and lessons learned at Mandach and Irchel add to infor-

Work carried out and results obtained

mation about choosing an optimal field situation but also gives us hints about the range of nuclide atoms per gram to be expected from foreland

Our project was approved in Mai 2012, and of-

Deckenschotter deposits. Based on this latter infor-

ficially began in October 1 2012. We chose a PhD

mation, we can optimize the sample preparation

candidate: Anne Claude. Anne Claude completed

and AMS measurement parameters.

her MSc study in ETH Zurich under the supervision

Burial dating results have been published from

of PD Dr. Susan Ivy-Ochs (title of MSc thesis: Geo-

a variety of sites, yet our field situation does in-

morphology and landscape evolution at the Chi-

crease the technical challenge. For both burial and

ronico landslide, Leventina). To establish the direct

isochron burial dating, concentrations of both 10Be

chronology of the landslide, she applied surface

and

Al are required. Only with analytical errors

Cl.

that are as low as possible can we estimate ages.

Therefore, she has the basic knowledge on and

Although AMS can easily attain uncertainties as

training for the sample preparation. Since October

low as 3% for these nuclides, the Deckenschot-

exposure dating with cosmogenic

Be and

1 , her focus has been i) literature survey, ii) learn-

ter sites have rather low concentrations, thus we

ing in detail about the Swiss Deckenschotter, and

are working on several fronts to reduce uncertain-

iii) refining nuclide extraction laboratory skills. She

ties. Low nuclide concentrations stem from a likely

recently submitted her first abstract, introducing

short period of time in which nuclides built-up

the Deckenschotter, to the 8th International Con-

prior to burial, as well as to decay during the long

ference on Geomorphology of the International

burial time. Here we do note that recent devel-

Association of Geomorphologists, which will be

opments have led to a notable decrease in

held in August 2013 in Paris.

measurement uncertainties, especially for samples

This project involves challenges on several fronts

with very low 10Be content [21]. This was achieved

both analytical and field related. We propose the

through a combination of optimization of extrac-

application of several cosmogenic nuclide dating

tion techniques as well as changes in accelera-

techniques: burial, isochron-burial and depth-pro-

tor mass spectrometry measurement procedures.

file dating. Although formally the methodology is

Within the scope of this project, we are working

well established (has been applied at many sites

on similar optimization for 26Al.

worldwide) [e.g. 20], for our specific case it involves the challenge of finding the best outcrop situation. For this reason close interaction of all

National Cooperation

parties is sustained and encouraged. Apart from the start of the PhD candidate, fur- The scientific collaboration on cosmogenic nuclide ther progress was made towards selecting suit-

methodology and applications between the Institute of Geological Sciences at the University of

Figure 2: Mandach Deckenschotter outcrop sampled by Joachim Kuhlemann at the beginning of the pilot project.

Bern and the Laboratory of Ion Beam Physics (LIP) at ETH Zürich, established in the early 90’s, yielded several research projects, international publications, PhD and MSc. theses. This consortium has a long tradition and a wealth of experience in applying cosmogenic nuclides (10Be,

Al and

Cl)

to determining the timing of events and rates of landscape change in four different settings: Quaternary glaciations, local and large-scale surface erosion, landslides, and neotectonics. In addition,

284

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

the specificity of the LIP group is its 30 years of in-

instability along the sides of the landform.

novations and experience in AMS, while being the

For the reasons described above optimization of

largest European tandem accelerator with a broad

AMS program in the European scientific landscape.

underway and discussed in detail at LIP, this project

Al is critical. Improvements in 26Al capabilities are

does indicate the clear need for these capabilities. Our work will proceed on three fronts:

International Cooperation

1. Accuracy of ICP-MS

Al measurements must

be checked with known Al content quartz stanOur group has several projects in collaboration

dards. (Note ICP-MS itself attains excellent preci-

with international institutions. We are collaborat-

sion, it is the accuracy in the frame-work of our

ing with the Norwegian Geological Survey (NGU),

extraction procedures that must be looked into),

Norway, and the Istanbul Technical, the Tunceli,

2. Purity of the Al2O3 delivered to the ETH accelera-

the Ankara and the Hacettepe Universities in Turkey. These projects focus on the dating of several Quaternary deposits in different geological settings (e.g. alluvial fans) with different approaches

tor facility must be checked (ICP-MS), 3. Tests to increase ion source currents for Al at the 6 MV tandem are now being performed. 4. Changes to the detection system on the 0.5 MV Al

of cosmogenic nuclide dating (burial, isochron-

Tandy accelerator are being made to allow

burial, depth-profile dating). Here we underline

measurements on the smaller machine in addi-

our project with the Ankara and the Hacettepe Universities. Within this collaboration, we recently

tion to on the 6 MV tandem. We will work closely with LIP, especially the PhD

dated two fluvial terraces in Central Turkey with

student, to ensure that optimizations are directly

isochron-burial dating to 140 ± 30 ka and 1030 ±

applicable to this project.

230 ka. These are our first isochron-burial ages and

As we employ a three-pronged approach: burial,

show that this approach may work in the dating of

isochron-burial and depth-profile dating, we have

fluvial deposits (s.l.).

flexibility and can adjust as results are obtained.

With these collaborations, we are improving and

With careful site selection, depth-profile dating

refining our technique, and this know-how is di-

is not expected to be problematic. As described

rectly transferred into our project.

above, certain challenges are required for burial and isochron-burial dating. These challenges are mainly related to the optimization of

Al mea-

Assessment 2012 and Perspectives for 2013

approach, candidate sites will be evaluated, and

As our project has only run for three months in

sampling campaign will be in the first half of 2013.

surements. Depending on the requirements of the the best will be selected for sampling. The first

2012, we successfully started our project and one

In late 2013, we will meet for the second time in

PhD candidate with a surface exposure dating

order to evaluate the first results and assess the

background is allocated. All the conditions were

improvements and «to do list» for the next steps.

optimal for this period. In addition to the continued literature review by PhD candidate Anne Claude, our work in 2013

Publications

will focus on site selection and optimization of Be 10

and 26Al determinations.

Akçar N., Ivy-Ochs S., Alfimov V., Graf H.R.,

In early 2013, a meeting of all involved parties

Kubik P.W., Rahn M., Kuhlemann J., Schlüchter

will take place. The key issue is selection of sam-

C. in preparation. End of Deckenschotter Glacia-

pling sites. Criteria include not only importance

tions in the Swiss Alps.

with respect to «the timing of Deckenschotter de-

Claude A., Akçar N., Ivy-Ochs S., Graf H.R., Kubik

position» but also matching of site character to

P.W., Vockenhuber C., Dehnert A., Rahn M.,

the requirements of each dating method (burial,

Schlüchter C. submitted. Cosmogenic nuclide

isochron-burial and depth-profile dating). For ex-

dating of Swiss Deckenschotter. The 8th Interna-

ample, the latter does require an upper surface of

tional Conference on Geomorphology of the

the deposit which is as unmodified as possible (so-

International Association of Geomorphologists,

called «flat top») and a sampling site that is tens

abstract for poster presentation.

of meters away from any fluvial incision or slope

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

285

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286

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

IAEA Radiation Safety Standards Committee (RASSC)

Strahlenschutz

Transport Safety Standards Committee (TRANSSC)

Transport und Entsorgung

Waste Safety Standards Committee (WASSC)

Transport und Entsorgung

Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC)

Reaktorsicherheit

Nuclear Power and Engineering Section (NPES)

Technical Working Group of Life Management (TWG LM NPP)

Reaktorsicherheit

Technical Working Group on Nuclear Power Plant Control and Instrumentation (TWG NPPCI)

Reaktorsicherheit

Technical Working Group on Managing Human Resources (TWG MHR)

Mensch-OrganisationSicherheitskultur

Incident Reporting System (IRS)

Allgemein

International Nuclear Event Scale (INES)

Allgemein

Power Reactor Information System (PRIS)

Allgemein

International Nuclear Information System (INIS)

Allgemein

Spent Fuel Performance Assessment and Research

Entsorgung

International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL)

Reaktorsicherheit

Project DriMa (International Project on Decommissioning Risk Management)

Stilllegung

Project DACCORD (Data Analysis and Collection for Costing of Research Reactor Decommissioning)

Stillegung

International Radioactive Waste Technical Committee WATEC

Abf채lle

UNO Working Party 15

Transport

International Decommissioning Network IDN

Stilllegung

OECD NEA NEA Steering Committee for Nuclear Energy

Allgemein

NEA Regulator Forum

Allgemein

Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

Hauptkomitee

Allgemein

Working Group on Inspection Practices (WGIP)

Reaktorsicherheit

Working Group on Public Communication of Nuclear Regulatory Organisations (WGPC)

Allgemein

Working Group on Operating Experience (WGOE)

Reaktorsicherheit

Hauptkomitee

Strahlenschutz

Information System on Occupational Exposure (ISOE)

Strahlenschutz

Working Party on Nuclear Emergency Matters (WPNEM) Strahlenschutz NEA Working Party on Dismantling and Decommissioning WPDD Radioactive Waste Management Committee (RWMC)

Hauptkomitee

Stilllegung

NEA Decommissioning Cost Estimation Group DCEG

Stilllegung

Hauptkomitee

Transport und Entsorgung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

287

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Integration Group for the Safety Case of Radioactive Transport und Waste Repositories (IGSC) Entsorgung Approaches and Methods for Integrating Geologic Information in the Safety Case (IGSC/AMIGO) Working Group on Measurement and Physical Under-standing of Groundwater Flow through Argillaceous Media (CLAY CLUB) Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

Hauptkomitee

Reaktorsicherheit

Working Group on Fuel Safety (WGFS)

Reaktorsicherheit

Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA) Best Estimate plus Uncertainty

Reaktorsicherheit

Working Group on Integrity of Components and Structures (WGIAGE) IAGE Subgroup Integrity of Metal Components and Structures IAGE Subgroup Seismic Behaviour IAGE Subgroup Concrete Structure Ageing

Reaktorsicherheit

Working Group on Risk Assessment (WGRISK)

Reaktorsicherheit

Working Group on Human and Organisational Factors (WGHOF)

Mensch-OrganisationSicherheitskultur

Task Group on Robustness of Electrical Systems of NPPs in the Light of the Fukushima Daiichi Accident

Reaktorsicherheit

International Common-Cause Data Exchange Project (ICDE)

Reaktorsicherheit

Component Degradation an Ageing Programme (CODAP)

Reaktorsicherheit

Fire Incident Record Exchange (FIRE)

Reaktorsicherheit

Cabri Water Loop Project

OECD Halden Reactor Project

OECD Studsvik Cladding Integrity Project (SCIP)

Steering Committee

Reaktorsicherheit

Technical Advisory Group

Reaktorsicherheit

Halden Board of Management (HBM)

Allgemein

Halden Programme Group (HPG), MTO Halden Programme Group (HPG), Fuels & Materials

Mensch-OrganisationSicherheitskultur Reaktorsicherheit

Schweizerisches Halden-Komitee

Allgemein

Management Board

Reaktorsicherheit

Project Review Group

Reaktorsicherheit

OECD Hydrogen Mitigation Experiments for Reactor Safety (HYMERES); PSI/IRSN-Projekt

Programme Review Group PRG

Reaktorsicherheit

OECD – NEA Data Bank

(Liaison Officer)

Allgemein

OECD – NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS) Generation IV International Forum

Reaktorsicherheit Risk and Safety Working Group

Allgemein

Convention on Nuclear Safety (CNS)

Ständige Kontaktgruppe (National Contact Point)

Allgemein

Convention on Nuclear Safety (CNS)

Working Group on Effectiveness and Transparency

Allgemein

Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management

Ständige Kontaktgruppe (National Contact Point)

Transport und Entsorgung

Convention on Nuclear Safety and Joint Convention

Working Group Practices in the Management of the Review Process under CNS and JC

Allgemein

Oslo-Paris Commission for the Protection of the Marine Environment of the North-East Atlantic (OSPAR)

Radioactive Substances Committee

Strahlenschutz

Internationale Übereinkommen

288

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

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

Hauptsitzung

Allgemein

AG1: Anlagensicherheit

Reaktorsicherheit

AG 2: Notfallschutz

Notfallschutz

AG 3: Strahlenschutz

Strahlenschutz

AG 4: Entsorgung

Transport und Entsorgung

Commission franco-suisse de sûreté nucléaire et de radioprotection (CFS)

Allgemein

CFS groupe d’experts «Crise nucléaire»

Strahlenschutz

CFS groupe d’experts «Transports»

Transport

Nuklearinformationsabkommen Schweiz–Österreich

Allgemein

Bilaterale Kommission Italien-Schweiz

Allgemein

Commissione Italo–Svizzera 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)

Transport und Entsorgung

Reactor Harmonization Working Group (RHWG)

Reaktorsicherheit

Hauptkomitee

Allgemein

European Nuclear Security Regulators Association (ENSRA)

Sicherung

Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA)

Hauptkommitee

Strahlenschutz

Association of European Competent Authorities

European Association of Regulators for the Transport of Radioactive Material.

Transport und Entsorgung

Network of Regulators of Countries with Small Nuclear Programs (NERS)

Allgemein

European Network on Operational Experience Feedback (EU Clearinghouse)

Reaktorsicherheit

European Nuclear Energy Forum (ENEF)

Allgemein

Arbeitsgruppen in ausländischen Behörden Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les transports

Transport und Entsorgung

Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les réacteurs

Reaktorsicherheit

STUK Reactor Safety Commission

Reaktorsicherheit

Entsorgungskommission (ESK, Deutschland)

Transport und Entsorgung

Entsorgungskommission Endlagerung radioak-tive Abfälle

Abfälle

Entsorgungskommission Abfallbehandlung

Abfälle

Entsorgungskommission Stilllegung

Stillegung

Hochschulgremien KTH Stockholm

Melt Structure Water Interaction

Reaktorsicherheit

Umweltüberwachung (AKU)

Strahlenschutz

Ausbildung (AKA)

Strahlenschutz

Praktischer Strahlenschutz (AKP)

Strahlenschutz

Fachverbände Deutsch-Schweizerischer Fachverband für Strahlenschutz e.V.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

289

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Notfallschutz (AKN)

Strahlenschutz

Entsorgung (AKE)

Transport und Entsorgung Transport und Entsor-gung Strahlenschutz

Befรถrderung (AKB) Rechtsfragen (AKR) European Platform on Training and Education in Radiation Protection (EUTERP)

Strahlenschutz

Normenorganisationen International Electrotechnical Commission (IEC)

290

Nuclear Instrumentation

Reaktorsicherheit

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2012 Publikationen: Autoren ENSI

Publikation

R. Ahlfänger

R. Ahlfänger: Arbeitskreis Praktischer Strahlenschutz (AKP). Strahlenschutzpraxis, Heft 4/2012, ISSN 0947-434 X, S. 20-21.

B. Bucher, G. Schwarz

B. Bucher, L. Rybach, G. Schwarz: Appraisal of long-term radiation trends in the environs of nuclear power plants – Examples from Switzerland. Kerntechnik 77/2012, Carl Hanser Verlag, München.

B. Bucher, G. Schwarz

B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz, S. Mayer: Aeroradiometric Measurements in the Framework of the Swiss Exercise ARM11. PSI Bericht Nr. 12-04, ISSN 1019-0643, Paul Scherrer Institut, Villigen, Schweiz (2012).

B. Bucher, G. Schwarz

B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz: Aeroradiometrische Messungen, in: Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz 2011. Bundesamt für Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2012), S. 47-50.

A. Dehnert

V. Wennrich, A. Francke, A. Dehnert, O. Juschus, T. Leipe, C. Vogt, J. Brigham-Grette, P.S. Minyuk, M. Melles, Elgygytgyn Science Party (2012): Modern sedimentation patterns in Lake El'gygytgyn, NE Russia, derived from surface sediment and inlet streams samples. Climate of the Past Discussions 8, 2007-2039. DOI: 10.5194/cpd-8-2007-2012.

A. Dehnert

A. Dehnert, S.E. Lowick, F. Preusser, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, F. Heller, H. Horstmeyer, H.A. Kemna, N.R. Nowaczyk, A. Züger, H. Furrer (2012): Evolution of an overdeepened trough in the northern Alpine Foreland at Niederweningen, Switzerland. Quaternary Science Reviews 34, 127-145. DOI: 10.1016/j.quascirev.2011.12.015.

A. Dehnert, J. Kuhlemann

D. Hofer, C.C. Raible, A. Dehnert, J. Kuhlemann (2012): The impact of different glacial boundary conditions on atmospheric dynamics and precipitation in the North Atlantic region. Climate of the Past Discussions 8, 63-101. DOI: 10.5194/cpd-8-63-2012.

A. Dehnert, J. Kuhlemann

D. Hofer, C.C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, J. Kuhlemann (2012): Simulated winter circulation types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial conditions. Geophysical Research Letters 39, L15805. DOI: 10.1029/2012GL052296.

A. Dehnert, M. Rahn

Rahn, M., Dehnert, A., Wang, H., Enkelmann, E., Heberer, B. (2012): Low-T thermochronology of the northeastern Tibetan Plateau: Compilation of existing data and preliminary conclusions Thermo2012 – 13th International Conference on Thermochronology, August 24–28, Guilin/China, Abstract volume, 68–69.

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A. Gorzel

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

291

Autoren ENSI

Publikation

M. Rahn

Von Hagke, C., Cederbom, C., Oncken, O., Stöckli, D., Rahn, M.K., Schlunegger, F. (2012): Resolving the latest uplift and erosion history of the Northern Alpine Foreland Basin with low-temperature thermochronology. Tectonics 31, DOI: 10.1029/2011TC003078.

M. Rahn

Weisenberger, T.B., Rahn, M., van der Lelij, R., Spikings, R.A., Bucher, K. (2012): Timing of low-temperature mineral formation during exhumation and cooling in the Central Alps, Switzerland. Earth and Planetary Science Letters 327–328, 1–8.

M. Rahn

Rahn, M., (2012): Sicherheitstechnische Kriterien des schweizerischen Sachplanverfahrens und Vergleich zum deutschen AkEnd. Loccumer Protokolle 25/12, 67-83.

M. Rahn

Glotzbach, C., Danišík, M., Rahn, M., van der Beek, P., Spiegel, C. (2012): Early exhumation of the Aiguilles Rouges and Mont Blanc massifs, European Alps. Thermo2012 – 13th International Conference on Thermochronology, August 24–28, Guilin/China, Abstract volume, 28.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: IRIS_2012 Numerical Simulation Report, Final Workshop IRIS_2012. Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012,

G. Schoen, R. Hausherr, R. Beutler

G. Schoen, R. Hausherr, R. Beutler: Use of the PSA in the Integrated Regulatory Safety Oversight in Switzerland. Beitrag Nr. 17-Fr2-4 (6 Seiten) zu den Proceedings of the 11th International Probabilistic Safety Assessment and Management Conference and the Annual European Safety and Reliability Conference 2012 (PSAM11 ESREL 2012) in Helsinki, Finland, 25.–29.06.2012. ISBN 978-1-62276-436-5.

M. Schröder

M. Schröder: Three-dimensional modeling and simulation of vapor explosions in Light Water Reactors. PhD Thesis, IKE 2-150, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme (IKE), Universität Stuttgart, August 2012.

M.L. Sentís

M.L. Sentís: Two-phase flow modeling with TOUGH2 of a waste geological repository within the FORGE project. Proceedings of the TOUGH Symposium 2012, 8 pages. Lawrence Berkeley National Laboratory, Berkeley, California, 17.–19.09. 2012.

Vorträge:

292

Autoren ENSI

Vortrag

J. Dus

J. Dus: Review of cladding performance investigations in Switzerland. Spent fuel performance assessment and research III, 2nd Research Coordination Meeting. Charlotte (NC), USA, 14.–18.05.2012.

H.R. Fierz

H.R. Fierz: Post-Fukushima Inspection Activities. 44th Meeting of the NEA/CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP), Paris, 06.-08.11.2012.

H.R. Fierz

H.R. Fierz: Inspection Related Events, IRRS Mission. 44th Meeting of the NEA/CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP), Paris, 06.–08.11.2012.

E. Frank

E. Frank: Sicherheitstechnischer Vergleich in Etappe 2: Vorgehen. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Wellenberg, Stans, 06.06.2012.

H. Glasbrenner

H. Glasbrenner: Chemie im Kernkraftwerk. Kurs 312, Strahlenschutztechnikerausbildung, 14.–16.02.2012

A. Gorzel

A. Gorzel: Reaktor- und Brennstoffprojekte. 22. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», Kernkraftwerk Gösgen, 14. 05. 2012

A. Gorzel

A. Gorzel: Freigabeverfahren für neue SWR-Brennelementtypen, Symposium: Neue Entwicklungen zum Reaktorkern. TÜV Nord, Hamburg, 23.11.2012

A. Gorzel

A. Gorzel: Aktuelle Reaktor- und Brennstoffthemen. 23. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», BKW, Bern, 07.12.2012

J. Hammer

J. Hammer : Externes Lager der Schweizer Kernkraftwerke in Reitnau AG. Arbeitskreis Notfallschutz im Rahmen der Jahrestagung 2012 des Fachverbands für Strahlenschutz, Karlsruhe, 17.09.2012.

J. Hammer

J. Hammer : Externes Lager der schweizerischen Kernkraftwerke in Reitnau AG. 5. nationale ABC-Schutz Konferenz, Bern, 26.09.2012.

J. Hansmann, M.L. Sentis, C. Belardinelli, B.J. Graupner, M. Hugi, A.-K. Leuz

J. Hansmann, M. L. Sentis, C. Belardinelli, B. J. Graupner, M. Hugi, A.-K. Leuz: Numerical Simulations of Radionuclide Transport through Clay and Confining Units in a Geological Repository using COMSOL. COMSOL Conference 2012, Milan, Italy, 10.–12.10.2012.

H. Hänggi

H. Hänggi: Decommissioning of Nuclear Installations – Swiss Experience in Reviewing Cost Estimations. 5th Meeting of WPDD’s Decommissioning Cost Estimation Group, OECD/NEA, Paris, 19.06.2012.

M. Herfort

M. Herfort: Grundwasserschutz und Oberflächenlagen. Region Jura-Südfuss, Aarau, 24.08.2012.

M. Herfort

M. Herfort: Wie das ENSI die Arbeit der Nagra überprüft. Fachgruppe Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Oberentfelden, 30.10.2012.

M. Herfort

M. Herfort: Aktuelles zur sicherheitstechnischen Überprüfung in Etappe 2. Regionalkonferenz Jura Ost, Windisch, 10.11.2012.

M. Herfort, M. Rahn

M. Rahn, M. Herfort: Fragen zu Grundwasser und Zugangsbauwerken. Fachgruppen Oberflächenanlagen und Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Muhen, 14.03.2012.

S. Hueber

S. Hueber: Handlungsfreiheit dank aktiver Kommunikation. Besuch Stiftung Schürmatt, ENSI, Brugg, 17.08.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Autoren ENSI

Vortrag

S. Hueber, C. Trösch

S. Hueber, C. Trösch: Handlungsfreiheit dank gesamtheitlicher Kommunikation. PSI, Würenlingen 10.05.2012.

C. Humbel Haag

C. Humbel Haag : Aufsicht über die Sicherheitskultur – Vorgehensweise der Schweizer Aufsichtsbehörde ENSI. Arbeitstreffen A 13 «Integrierte Managementsysteme und Sicherheitskultur in Betreiberorganisationen. Möglichkeiten der behördlichen Aufsicht und deren Überprüfung» im Rahmen des «Wissenschaftlich-technischen Erfahrungsaustausch Deutschlands mit der GUS, den Baltischen und den MOE-Staaten sowie Ländern Zentralasiens.» Bratislava, Slowakei, 13.–16.03.2012.

C. Humbel Haag

C. Humbel Haag : ENSI Management System. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012.

C. Humbel Haag

C. Humbel Haag: ENSI approach to Oversight of Safety Culture – Using the example of Understanding the implications of the Accident in Fukushima for the Safety Culture of the Swiss NPPs. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012.

C. Humbel Haag

C. Humbel Haag: Human and Organisational Factors (HOF) during NPP Pre-Operational Phases. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012.

S.G. Jahn

S.G. Jahn: Compilation of Rules and Requirements on Occupational Radiation Protection in Severe Accident Situations. Regulatory Body Meeting Day of ISOE, Prague (Czech Republic), 19.06.2012.

S.G. Jahn

S.G. Jahn: Reactions on Lessons Learned from Fukushima in Switzerland. ISOE Symposium 2012 Prague (Czech Republic), 20.-22.06.2012.

S.G. Jahn

S.G. Jahn: Schweizer Strahlenschutzrecht, Ursachen und Auswirkung radiologischer Ereignisse. Fachkundekurse für Strahlenschutzbeauftragte in Kernkraftwerken des Fortbildungszentrum für Technik und Umwelt, Karlsruher Institut für Technologie, 29.03.2012.

S.G. Jahn

S.G. Jahn: «Strahlenschutzplanung» + «Computerprogramme zur Dosisberechnung», Kurs 312 der PSI-Schule, Strahlenschutztechnikerausbildung, 01.–02.02.2012

S.G. Jahn

S.G. Jahn: «Strahlenschutzgesetzgebung», Zusatzkurs zu Fachkundekurse für Strahlenschutzbeauftragte in Kernkraftwerken der IHK Nordschwarzwald, Ausbildung von Sachverständigen im Strahlenschutz, 05.07.2012

S.G. Jahn

S.G. Jahn: «Strahlenschutzplanung», Kurs 420 der PSI-Schule, Ausbildung von Sachverständigen im Strahlenschutz, 15.10.2012

H. Knissel, C. Humbel Haag H. Knissel, C. Humbel Haag: Anforderungen an die Organisation von Kernanlagen – Erfahrungen aus der Regelwerkserstellung in der Schweiz; Symposium Sicherheitsmanagement in der Kerntechnik. München 23.-24.10.2012. F. Koch

F. Koch: Transportsicherheit. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 29.11.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Ausbildungsmodul: Die Aufsichtsbehörde. 1. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Jura Südfuss, Oberentfelden, 23.02.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standortgebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 29.03.2012.

A.-K. Leuz, M. Rahn

A.-K. Leuz: Sicherheitsanalysen des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlager. M. Rahn: Auch das ENSI macht Forschung: Welche und warum? Sitzung des Forum VERA Nördlich Lägern, Brugg, 22.06.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standortgebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Zürich Nordost, Marthalen, 02.07.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Fragen vom 29.03.2012. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 16.08.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Standortauswahl im Rahmen des Schweizer Sachplanverfahrens. Endlager-Symposium, Bonn, 27.09.2012.

A.-K. Leuz, M. Rahn

A.-K. Leuz: Sicherheitsanalyse des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlager. M. Rahn: Auch das ENSI macht Forschung: Welche und warum? Sitzung des Forum VERA Regionalgruppe Nordwest, Brugg, 30.10.2012.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standortgebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Nördlich Lägern, Niederweningen, 10.11.2012.

R. Mailänder

R. Mailänder: Swiss activities in the aftermath of the Fukushima accident. Generation IV International Forum, 16th Meeting of the Risk and Safety Working Group RSWG. Böttstein, 17-18.04.2012.

H. Mattli

H. Mattli: Vorkehrungen des ENSI im Bereich sprengtechnische Grundausbildung mit Clo Gregori BBT und Dr. Konrad Schlatter, 13.01.2012.

H. Mattli

H. Mattli: Workshop Design Basis Threat mit Einbezug aller relevanten Stellen in der Schweiz (BAG, SUVA, BFE, NDB, seco, AC Labor, EDA); mit Gastreferent Prof. Dr. Steinhäusler. Universität Salzburg, 18.–19.01.2012

H. Mattli

H. Mattli: Future Role of European Nuclear Security Regulators Association ENSRA on Nuclear Security, Bruxelles AHGNS, 20.02.2012

H. Mattli

H. Mattli: Physical Protection on Nuclear Power Plant in Switzerland, Bruxelles, 11.04.2012.

O. Mauron, M. Rahn

O. Mauron: Gestion des déchets nucléaires et du combustible usé en Suisse M. Rahn: Que faire des déchets radioactifs? TecDay am Gymnasium Bugnon, Lausanne, 06.12.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

293

294

Autoren ENSI

Vortrag

F. Meynen

F. Meynen: How to improve safety in regulated industries - The nuclear accident in Fukushima. Vortrag im Rahmen eines EMCO-Workshops. Luxembourg, 16.–17.10.2012.

F. Meynen

F. Meynen: Sicherheitsrelevante Projekte / Betriebserfahrungen - Meldepflichtige Vorkommnisse CH und Nuklearkatastrophe in Fukushima, Vortrag im Rahmen des 12. bilateralen Nuklearexpertentreffen mit Österreich. Bern, 07.05.2012.

F. Meynen

F. Meynen: Erdbeben mit folgenden Tsunami in Japan am 11.03.2011 – Notfallkommunikation und Entscheidung, Vortrag Amt für Bevölkerungsschutz und Militär (ABSM). Fribourg, 26.04.2012.

J. Minges

J. Minges: Fukushima-Konsequenzen für die KKW in der Schweiz. Weiterbildungstagung für Strahlenschutzsachverständige. PSI Villigen, 27.06.2012.

M. Rahn

M. Rahn: Endlagerung und Wirt(s)gesteine: Geologische Anforderungen an eine sichere Lösung. Universität Bonn, 02.02.2012.

M. Rahn

M. Rahn: Tiefengrundwasser und die Neuhausen-Störung, 4. Sitzung der Fachgruppe Oberflächenanlage, Marthalen, 14.04.2012.

M. Rahn

M. Rahn: Über «Mythen und Sagen» der geologischen Tiefenlagerung, Lions-Club Waldshut, 16.10.2012.

M. Rahn

M. Rahn: Aspects of Nuclear Regulation in Switzerland, Besuch des OSART-Teams am Felslabor Mont Terri, 21.10.2012.

M. Rahn

M. Rahn, P. Jost: Fragen der Fachgruppe OFA NL zu Grundwasser und Zugangsbauwerken, Fachgruppe Oberflächenanlagen der Region Nördlich Lägern, Bülach, 18.12.2012.

M. Rahn, M. Herfort

M. Rahn, M. Herfort: Fragen zu Grundwasser und Zugangsbauwerken. Fachgruppen Oberflächenanlagen und Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Muhen, 14.03.2012.

A. Ramezanian, R. Hausherr

A. Ramezanian, R. Hausherr: Modeling of Operator Action Dependencies in Small-Event-Tree-LargeFault-Tree (SELF) Models. PSAM11 & ESREL 2012, Helsinki, Finland, 25.–29.06.2012.

R. Rusch

R. Rusch: Notfallschutz in der Schweiz. Vortrag am ENSI im Rahmen einer Informationsveranstaltung für die Mahnwache der Anti-AKW-Bewegung, 22.08.2012.

C. Ryser

C. Ryser: Menschliche und organisatorische Faktoren in der Aufsicht, Lehrveranstaltung «Safety Management», Masterstudiengang Angewandte Psychologie der FHNW Olten, ENSI Brugg, 10.1.2012.

C. Ryser

C. Ryser: Menschliche und organisatorische Faktoren in der Aufsicht, Orientierungsmodul über die Vertiefung in «Human Factors», Masterstudiengang Angewandte Psychologie der FHNW Olten, Olten, 25.9.2012.

R. Sardella, R. Mailänder, M. Rahn

R. Sardella, R. Mailänder, M. Rahn: ENSI – General role and activities, research programme, and activities in the disposal of radioactive waste. Besuch einer Delegation des Nuclear Industry Geology Bureau aus Shaanxi (China) beim ENSI, 30.04.2012.

Th. Sigrist

Th. Sigrist: Possible blockage of the special emergency system water intake in case of extreme flooding; June 2011, NPP Muehleberg INES-1. 11th meeting of the Working Group on Operational Experience (WGOE), Paris, 26.–29.03.2012.

Th. Schange

Th. Schange: Quelltermermittlung. Einführungskurs Kerntechnik E-2, Reaktorschule des PSI, Würenlingen, 03.09.2012.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Radiobiology and Radiation Protection, Vorlesung «Master Course in Nuclear Engineering». ETH Zürich/PSI, 15.–19.11.2012.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenbiologie, Kantonale Weiterbildung Aargauer Rettungsdienste 2012, Thema Strahlenunfall, KKL, 24.10.2012 und 08.11.2012.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenbiologie, Kurs 420 Strahlenschutz-Sachverstand für den Umgang mit offenen und geschlossenen radioaktiven Quellen, Arbeitsbereiche B + C, Schule für Strahlenschutz PSI 19.04.2012, 07.06.2012 und 11.10.2012.

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Radiation Injury. Kaderkurs Weiterbildung der Militärärzte. Kaserne Moudon, 03.09.2012.

M. Schröder

M. Schröder: Three-dimensional modeling and simulation of vapor explosions in Light Water Reactors. Vortrag zur mündlichen Doktorprüfung, Fakultät 4: Energie-, Verfahrens- und Biotechnik, Universität Stuttgart, 6. Juli 2012

C. Schneeberger

C. Schneeberger: Current Topics of Interest concerning Swiss Nuclear Power Plants. OECD/NEA/ 17th Meeting of the WGIAGE Concrete Sub-Group Paris 18.04.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Bending Case F1. IMPACT III, 1st Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.-15.06.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Combined Bending and Punching Case X1. IMPACT III, 1st Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.–15.06.2012.

C. Schneeberger

C. Schneeberger: International Projects Studying Missile Impact on Reinforced Concrete Targets, IPSF2012 – 14th International Physical Security Forum, Singapore, 07.–12.10.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Bending B1 Test Simulations. Final Workshop IRIS_2012, Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Autoren ENSI

Vortrag

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Punching P1 Test Simulations. Final Workshop IRIS_2012, Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Combined Bending Test X2. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Vibration Test V1. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Bending Tests F1 and F2. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012.

G. Schwarz

G. Schwarz: EU Stress Tests: Experiences of Switzerland, ISPRA National Seminar EU Stress tests: Experience, Outcomes and Perspectives, Rom. 12.07.2012

D. Suchet

D. Suchet: Expertise et communication: du jargon à la vulgarisation, «Intervention et assistance en radioprotection: les experts au service de la population». Journée de l’ARRAD, Meyrin, 15.11.2012.

T. Szczesiak

T. Szczesiak: Erdbebensicherung von Tragwerken II – Inelastische (statische) Analyseverfahren. Vorträge im Rahmen des Fortbildungskurses für Bauingenieure an der Hochschule für Technik und Wirtschaft HTW Chur am 9. März 2012 und am 27. April 2012

T. Szczesiak

T. Szczesiak: Überprüfung der Erdbebensicherheit der Schweizer KKW. Vortrag im Rahmen der Generalversammlung der Schweizer Gesellschaft für Erdbebeningenieurwesen und Baudynamik (SGEB) am 6. Juli 2012 in Brugg.

G. Testa

G. Testa: Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen. Kurs Sachbereich ABC-Schutz, Labor Spiez, 05.07.2012 und 29.11.2012.

G. Testa

G. Testa: L’IFSN: centrales nucléaires et protection en cas d’urgence. Seminar der AWP-Instruktoren, Labor Spiez, 05.12.2012.

A. Treier

A. Treier: Ihre Sicherheit ist unser oberstes Gebot (Porträt und Aufgaben des ENSI). Volkshochschule Region Brugg. ENSI, Brugg, 22.02.2012.

C. v. Arx

C. v. Arx: Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen. Kurs Sachbereich ABC-Schutz, Labor Spiez, 12.04.2012 und 22.11.2012.

C. v. Arx

C. v. Arx: Das ENSI: Kernkraftwerke und Notfallschutz. Seminar der AWP-Instruktoren, Labor Spiez, 5.12.2012.

H. Wanner

H. Wanner: ENSI’s Action Taken after Fukushima – From Emergency Response to Lessons Learned. Koriyama, Japan, Ministerial Conference on Nuclear Safety, 15.–17.12.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

295

Fett gedruckte Titel beziehen sich auf Richtlinien, die in Kraft sind. Bold printet titles are valid and have been translated. (Enlish is not an official language of the Swiss Confederation. English translation is provided for information purposes only and has no legal force). Die Sicherungsrichtlinien sind nicht aufgeführt. Aktuelle Liste per Dezember 2012.

G-Richtlinien (Generelle Richtlinien) Ref.

Titel

Stand

G01

Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke

Januar 2011

G02

Spezifische Auslegungsgrundsätze für Kernkraftwerke mit Leichtwasser-Reaktoren

G03

G05

Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager und Anforderungen an den Sicherheitsnachweis Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente Transport- und Lagerbehälter für die Zwischenlagerung

G06

Anforderungen an die Baudokumentation

G07

Organisation von Kernanlagen

G08

Anforderungen an die systematischen Sicherheitsbewertungen

G09

Betriebsdokumentation

G11

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung und Montage Festlegungen von baulichen und organisatorischen Strahlenschutz-Massnahmen für den überwachten Bereich von Kernanlagen Strahlenschutzmessmittel in Kernanlagen: Konzepte, Anforderungen und Prüfungen

G04

G12 G13 G14 G15

Berechnung der Strahlenexposition in der Umgebung aufgrund von Emissionen radioaktiver Stoffe aus Kernanlagen Strahlenschutzziele für Kernanlagen

G16

Sicherheitstechnisch klassierte Leittechnik: Auslegung und Anwendung

G17

Stilllegung von Kernanlagen

G18

Auslegung und Qualifikation elektrischer Ausrüstungen

G20

Auslegung und Betrieb von Reaktorkern, Brennelementen und Steuerelementen in Kernkraftwerken

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

April 2009 März 2012 (Revision 1) April 2008

April 2008

Mai 2010 (Revision 1)

Februar 2008 Dezember 2009 November 2010

297

A-Richtlinien (Richtlinien für Anlagebegutachtung) Ref.

Titel

Stand

A01

Juli 2009

A02

Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse für Kernanlagen: Umfang, Methodik und Randbedingungen der technischen Störfallanalyse Gesuchsunterlagen für den Bau von Kernkraftwerken

A03

Anforderungen an die Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

A04

Gesuchsunterlagen für freigabepflichtige Änderungen an Kernanlagen

A05

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Umfang und Qualität

September 2009 (Revision 1) Januar 2009

A06

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Anwendungen

Mai 2008

A07 A08

Methodik und Randbedingungen für die Störfallanalyse von Kernanlagen mit geringem Gefährdungspotential Quelltermanalyse: Umfang, Methodik und Randbedingungen

Februar 2010

A15

Gesuchsunterlagen für Betriebsbewilligungen

B-Richtlinien (Richtlinien für Betriebsüberwachung) Ref.

Titel

Stand

B01

Alterungsüberwachung

Juli 2011

B02

Periodische Berichterstattung der Kernanlagen

B03

Meldungen der Kernanlagen

B04

Freimessung von Materialien und Bereichen aus kontrollierten Zonen

März 2012 (Revision 3) März 2012 (Revision 3) August 2009

B05

Anforderungen an die Konditionierung radioaktiver Abfälle

Februar 2007

B06

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhaltung

B07

B09

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Qualifizierung der zerstörungsfreien Prüfungen Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Zerstörungsfreie Wiederholungsprüfungen Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen

Mai 2010 (Revision 1) September 2008

B10

Ausbildung, Wiederholungsschulung und Weiterbildung von Personal

Oktober 2010

B11

Notfallübungen

B12

Notfallschutz in Kernanlagen

Dezember 2012 (Revision 1) April 2009

B13

Ausbildung und Fortbildung des Strahlenschutzpersonals

November 2010

B14

Instandhaltung sicherheitstechnisch klassierter elektrischer und leittechnischer Ausrüstungen

Dezember 2010

B08

Juli 2011

R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK verabschiedet) Nr.

Arbeitstitel/definitiver Titel

Datum der gültigen Ausgabe/ issue date

R-4

Aufsichtsverfahren beim Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von Bauwerken

Dezember 1990

R-6

Sicherheitstechnische Klassierung, Klassengrenzen und Bauvorschriften für Ausrüstungen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren Richtlinien für den überwachten Bereich der Kernanlagen und des Paul Scherrer Institutes

Mai 1985

Mai 1976

R-16

Sicherheit der Bauwerke für Kernanlagen, Prüfverfahren des Bundes für die Bauausführung Seismische Anlageninstrumentierung

R-30

Aufsichtsverfahren beim Bau und Betrieb von Kernanlagen

Juli 1992

R-31

Aufsichtsverfahren beim Bau und dem Nachrüsten von Kernkraftwerken, 1E klassierte elektrische Ausrüstungen Aufsichtsverfahren bei Bau und Änderungen von Kernkraftwerken, Systemtechnik

Oktober 2003

R-7 R-8

R-35

298

Juni 1995

Februar 1980

Mai 1996

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Nr.

Arbeitstitel/definitiver Titel

Datum der gültigen Ausgabe/ issue date

R-39

Erfassung der Strahlenquellen und Werkstoffprüfer im Kernanlagenareal

Januar 1990

R-40

März 1993

R-48

Gefilterte Druckentlastung für den Sicherheitsbehälter von Leichtwasserreaktoren, Anforderungen für die Auslegung Anforderungen für die Anwendung von sicherheitsrelevanter rechnerbasierter Leittechnik in Kernkraftwerken Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

R-49

Sicherheitstechnische Anforderungen an die Sicherung von Kernanlagen

Dezember 2003

R-50

Sicherheitstechnische Anforderungen an den Brandschutz in Kernanlagen

März 2003

R-60

Überprüfung der Brennelementherstellung

März 2003

R-61

Aufsicht beim Einsatz von Brennelementen und Steuerstäben in Leichtwasserreaktoren

Juni 2004

R-101

Auslegungskriterien für Sicherheitssysteme von Kernkraftwerken mit LeichtwasserReaktoren Auslegungskritierien für den Schutz von sicherheitsrelevanten Ausrüstungen in Kernkraftwerken gegen die Folgen von Flugzeugabsturz Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle

Mai 1987

R-46

R-102 R-103

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

April 2005 November 2001

Dezember 1986 November 1989

299

Herausgeber Eidgenösisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI CH-5200 Brugg Telefon

0041 (0)56 460 84 00

Telefax

0041 (0)56 460 84 99

info@ensi.ch www.ensi.ch Zusätzlich zu diesem Erfahrungs- und Forschungsbericht… …informiert das ENSI in weiteren jährlichen Berichten (Aufsichtsbericht, Strahlenschutzbericht) aus seinem Arbeits- und Aufsichtsgebiet. ENSI-AN-8301 ISSN 1664-3151 © ENSI, April 2013

300

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

ENSI-AN-8301 ISSN 1664-3178

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