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<strong>atw</strong> Vol. 62 (<strong>2017</strong>) | Issue 8/9 ı August/September<br />
Welche Zukunft hat die Technologie<br />
der schnellen Reaktoren?<br />
NucNet | Seite 510<br />
NucNet interviewte Vladimir Kriventsev, Teamleiter<br />
für den Bereich Entwicklung Schneller Reaktoren<br />
bei der Internationalen Atomenergie-Organisation<br />
(IAEA), über die Möglichkeiten und Herausforderungen<br />
der Entwicklung für diese Technologie.<br />
Dynamische Entwicklungen sowie Perspektiven<br />
prägen heute das Feld der schnellen Reaktoren mit<br />
sowohl kurzfristigen als auch langfristigen Entwicklungs-<br />
und Anwendungsperspektiven.<br />
Halbzeit: Welcher Entwicklungen<br />
sind für Deutschland beim Atomausstieg<br />
zu verzeichnen?<br />
NucNet | Seite 512<br />
Im vergangenen Jahr gab es eine Reihe von<br />
erwarteten Entwicklungen im Zusammenhang mit<br />
dem politisch für Deutschland beschlossenen Atomausstieg<br />
bis zum Jahr 2022. Ralf Güldner, Präsident<br />
des Deutschen Atomforums (DAtF), sprach mit<br />
NucNet über den Status und die Herausforderungen<br />
für Deutschland zur „Halbzeit“ des Atomausstiegs.<br />
World Nuclear Performance Report <strong>2017</strong><br />
Jonathan Cobb | Seite 515<br />
Die World Nuclear Association hat ihre World<br />
Nuclear Performance Report <strong>2017</strong> veröffentlicht.<br />
Der Bericht präsentiert wichtige Kennzahlen zur<br />
Kernenergie; sowohl zu derzeit betriebenen<br />
Reaktoren als auch zu den in Bau befindlichen.<br />
Einige wichtige Ergebnisse des Berichtes werden<br />
zusammen gefasst. Das Tempo des Neubaus von<br />
Kernkraftwerken muss beschleunigt werden, wenn<br />
die Kernenergie einen wachsenden Beitrag zum<br />
globalen Stromerzeugungsmix leisten soll, der die<br />
Anforderung an viele Projektionen von Zukunftsszenarien<br />
erfüllt, um bei weiter wachsendem<br />
Strombedarf wesentliche Nachhaltigkeitskriterien<br />
zu erfüllen, so die der Klimaschonung.<br />
Die rechtliche Basis für den Bau von<br />
Hochtemperaturreaktoren (HTR) in Polen<br />
Tomasz R. Nowacki | Seite 520<br />
In der Ausgabe von Juli 2016 wurde ein Artikel über<br />
die rechtlichen Hindernisse für den Bau von HTRs<br />
in Polen veröffentlicht. Die Autoren haben eine<br />
Reihe von Einwänden gegen das polnische Atomgesetz<br />
und vertreten die These, es gebe für den Bau<br />
von HTR-Reaktoren rechtliche Hindernisse. In<br />
diesem Beitrag wird dargelegt, dass der Bau von<br />
HTR-Reaktoren auf der Grundlage der bestehenden<br />
polnischen Gesetze und Vorschriften möglich<br />
ist. Darüber hinaus wird aufgezeigt, dass die<br />
besonderen Bedenken des zitierten Artikels und<br />
Auslegungen des polnischen Atomrechts nicht<br />
korrekt bzw. anwendbar sind. Dieser Beitrag befasst<br />
sich ausschließlich mit rechtlichen Fragen und<br />
analysiert bzw. bewertet nicht die technischen<br />
Machbarkeit und die Pläne für den Bau von HTRs in<br />
Polen.<br />
Entscheidung des Bundesverfassungsgerichts<br />
zur Kernbrennstoffsteuer –<br />
Dreifacher Paukenschlag<br />
Tobias Leidinger | Page 528<br />
Mit dem am 7. Juni <strong>2017</strong> veröffentlichten Beschluss<br />
des Bundesverfassungsgerichts (BVerfG, Aktenzeichen<br />
2 BvL 6/13) hat das Bundesverfassungsgericht<br />
die von 2011 bis Ende 2016 von Kernkraftwerksbetreibern<br />
erhobene sog. Kernbrennstoffsteuer<br />
„gekippt“ (Steueraufkommen ca. 6,285 Milliarden<br />
Euro). Dem Bundesgesetzgeber habe keine<br />
Gesetzgebungskompetenz für die Einführung dieser<br />
Steuer zugestanden. Inklusiv Zinsen erhalten die<br />
bisherigen Steuerschuldner E.ON, RWE und EnBW<br />
nun insgesamt knapp 7 Milliarden Euro zu Unrecht<br />
erhobene Steuern für die Jahre 2011 bis 2016<br />
zurückerstattet. Inhaltlich ist die Entscheidung zur<br />
Verfassungswidrigkeit und Nichtigkeit der Kernbrennstoffsteuer<br />
ein dreifacher Paukenschlag.<br />
Das SESAME-Projekt: Stand der Technik<br />
zur Flüssigmetall-Thermohydraulik<br />
F. Roelofs, A. Shams, A. Batta, V. Moreau,<br />
I. Di Piazza, A. Gerschenfeld, P. Planquart<br />
und M. Tarantino | Seite 531<br />
Ein Thema der European Sustainable Nuclear<br />
Industry Initiative (ESNII) sind schnelle Reaktorkonzepte<br />
für eine nachhaltige Kernenergie. Derzeit<br />
bieten vier Demonstrationsvorhaben vielversprechende<br />
Perspektiven: das ASTRID-Projekt in<br />
Frankreich, das MYRRHA-Projekt in Belgien, das in<br />
Rumänien realisierte ALFRED-Projekt sowie das<br />
SEALER-Projekt in Schweden. Als Kühlmittel für<br />
diese Reaktoren sind Natrium und Blei(-legierungen)<br />
vorgesehen. Für die Entwicklung dieser<br />
Reaktoren ist die Thermohydraulik mit eine Herausforderung<br />
mit dem Schwerpunkt der Sicherheitsfragen.<br />
In diesem Beitrag werden Wissen und<br />
Know-how in Bezug auf Experimente und Simulationstechniken<br />
diskutiert, wie es im Projekt<br />
Horizon 2020 SESAME (Thermodynamik Simulation<br />
und Experimente für die Sicherheitsprüfung<br />
von MEtal gekühlten Reaktoren) behandelt wurde.<br />
Simulation des Speisewasserverlustes in der<br />
ATLAS-Versuchsanlage mit dem SPACE-Code<br />
Minhee Kim und Seyun Kim | Seite 538<br />
Für die ATLAS-Versuchsanlage wurde der Verlust<br />
von Speisewasser mit dem SPACE-Code analysiert.<br />
Dieser Code ist ein fortschrittlicher Thermo-<br />
hydraulik-Code, der von der koreanischen Nuklearindustrie<br />
entwickelt wird. Ein Teilversagen der<br />
Sicherheitseinspeisung und der Sicherheitsventile<br />
des Druckhalters wurde als zusätzliche Ausfallbedingungen<br />
simuliert. Für eine weitergehende<br />
Beurteilung des SPACE-Codes wurden Simulationsergebnisse<br />
mit Ergebnissen des OECD-ATLAS A3.1<br />
Tests verglichen. Eine gute Übereinstimmung mit<br />
den wichtigsten thermo-hydraulischen Parametern<br />
wurde durch die Analyse des transienten Verhaltens<br />
erzielt. Die Ergebnissen zeigen, dass der SPACE-<br />
Code geeignet ist, um die vorgegebenen Randbedingungen<br />
zu simulieren.<br />
Korrosion von Behälterwerkstoffen<br />
für die Endlagerung radioaktiver Abfälle<br />
Bernhard Kienzler | Seite 542<br />
Zwischen 1980 und 2004 wurden im Kernforschungszentrum<br />
Karlsruhe (heute Karlsruher<br />
Institut für Technologie, KIT) Korrosionsstudien an<br />
verschiedenen metallischen Werkstoffen durchgeführt.<br />
Ziel dieser experimentellen Untersuchungen<br />
war das Verhalten von Behälterwerkstoffen<br />
zu ermitteln, die für Wärme entwickelnde<br />
hochradioaktive Abfälle und für angebrannte<br />
Kernbrennstoffe bei der Endlagerung in einem Salzstock<br />
in Frage kamen. Randbedingungen für diese<br />
Experimente ergaben sich aus den zu erwartenden<br />
Temperaturen und den Salzlösungen, die sich bei<br />
einem Lösungszutritt ergeben könnten. Einige<br />
Studie erstreckten sich auch auf das Verhalten von<br />
Stählen zur Verpackung von Abfällen mit vernachlässigbarer<br />
Wärmeentwicklung unter den<br />
Bedingungen, die in Steinsalz bzw. im Eisenerzbergwerk<br />
Konrad zu erwarten waren. Die Ergebnisse<br />
der Untersuchungen wurden in Zeitschriften<br />
und Konferenzbeiträgen veröffentlicht, finden sich<br />
aber auch in der „grauen Literatur“, die kaum mehr<br />
zugänglich ist. Dieser Beitrag fasst die Ergebnisse<br />
der Korrosionsexperimente zusammen, die an Feinkornbaustahl<br />
und Sphäroguss-Stahl gewonnen<br />
wurden.<br />
Das Kobalt-60 Ereignis von Taiwan –<br />
und was ist daraus zu schließen?<br />
Lutz Niemann | Seite 549<br />
Das sogenannte „Kobalt-60-Ereignis“ von Taiwan<br />
bietet die Möglichkeit, die These der Strahlenhormesis<br />
zu prüfen. Bei diesem „Ereignis“ wurden<br />
Bewohner ionisierender Strahlung ausgesetzt, die<br />
von mit Kobalt-60 kontaminiertem Stahl der<br />
Gebäudekonstruktion ausging. Die Ergebnisse einer<br />
Studie deuten darauf hin, dass die Ganzkörperstrahlung<br />
keine symptomatischen nachteiligen<br />
gesundheitlichen Auswirkungen, wie Strahlenkrankheit,<br />
oder die erhöhte Krebsraten oder andere<br />
Krankheiten verursacht hat – entgegen der Erwartung<br />
der von der ICRP getragenen Dosis-Wirkungs-<br />
Beziehung.<br />
AMNT <strong>2017</strong>: Key Topic Outstanding<br />
Know-How & Sustainable Innovations<br />
Christian Raetzke | Seite 552<br />
Zusammenfassender Bericht zur Session Key Topic<br />
Outstanding Know-How & Sustainable Innovations,<br />
Focus Session: International Regulation: Leveraging<br />
the Experience of Established Nuclear Countries for<br />
Regulations and Projects in Newcomer Countries,<br />
des 48th Annual Meeting on Nuclear Technology<br />
(AMNT <strong>2017</strong>), Berlin, 16 bis 17 Mai <strong>2017</strong>.<br />
Yucca Mountain:<br />
Ein Endlager zurück auf der Agenda<br />
John Shepherd | Seite 566<br />
Nach jahrelangen Diskussionen und wiederholten<br />
Verzögerungen könnten die USA das unter einem<br />
Moratorium stehende Projekt Yucca Mountain für<br />
die Endlagerung von abgebrannten Brennelementen<br />
wieder aufnehmen. Die US Nuclear<br />
Regulatory Commission (NRC) hat Mittel frei<br />
gegeben, die dafür einen ersten Schritt darstellen.<br />
5<strong>09</strong><br />
ABSTRACTS | GERMAN<br />
Abstracts | German