atw 2018-02

inforum

atw Vol. 63 (2018) | Issue 2 ı February

WANO wird sich mit der Verlagerung der

Aktivitäten nach Asien verstärkt auf den

Kernkraftwerksneubau konzentrieren

NucNet | Seite 78

Die World Association of Nuclear Operators

( WANO) will sich verstärkt auf Kernkraftwerksneubauten

konzentrieren, da sich der „Schwerpunkt“

der Branche von den USA und Europa in den Nahen

Osten und nach Asien verlagert. Peter Prozesky,

Chief Executive Officer von WANO, erläuterte, dass

Neubauprojekte in China, Indien, der Türkei und

den Vereinigten Arabischen Emiraten WANO die

Möglichkeit geben, dass diese Länder mit den

Erfahrungen von WANO in die Kernenergie einsteigen.

Bei der Unterstützung von Ländern, in

denen neue Anlagen in Betrieb genommen werden,

arbeitet WANO eng mit der Internationalen Atomenergie-Organisation

(IAEO) zusammen. Eine der

Aufgaben der IAEO besteht darin, die zuküftigen

Nuklearstaaten darin zu unterstützen, die Infrastruktur

und das Know-how zu entwickeln, das

sie benötigen, um die Kernenergie als Teil ihres

Energiemixes zu nutzen.

Entwicklung des gasgekühlten

Hochtemperaturreaktors in China

Wentao Guo und Michael Schorer | Seite 81

Der gasgekühlte Hochtemperaturreaktor (HTGR) ist

einer von sechs Reaktortypen der Generation IV, die

2002 vom Generation IV International Forum (GIF)

vorgestellt wurde. Charakteristisch für diesen Reaktortyp

sind die hohe Kühlmittelaustrittstem peratur

aus dem Reaktor, Helium als Kühlmittel, Graphit

als Moderator, kugelförmige Brenn elemente sowie

keramischer Reaktorkernein bauten. Vorteile von

HTGR sind inhärente Sicherheit, Wirtschaftlichkeit

sowie hohe Effizienz der Brennstoffnutzung. Nach

einer umfassenden Eva luierung durch hat die Entwicklung

von HTGR bis hin zur kommerziellen

Nutzung Priorität. Ein Demonstrationsprojekt für

einen HTR-Modul reaktor befindet sich am Standort

Shidao Bay in China in Bau. In diesem Beitrag

werden die Entwicklungsgeschichte von HTGR in

China und die aktuelle Situation der HTR-PM-

Projekte vor gestellt. Die Erfahrungen aus China sind

eine international nutzbare Referenz.

Die Haftung nach § 26 AtG –

ein Mauerblümchen?

Christian Raetzke | Seite 84

Die Haftung für Schäden aus Radioaktivität kann

sich nach deutschem Recht aus mehreren Quellen

ergeben. In der Diskussion steht meist die Haftung

nach dem Pariser Übereinkommen (PÜ) im Vordergrund,

die im Bereich der Kernenergie gilt. Etwas

im Schatten des PÜ steht die Haftung nach § 26 AtG.

Sie gilt für den Umgang mit Radioaktivität im

Bereich der Medizin, Forschung und Industrie

( etwa bei Prüfstrahlern) sowie für Aktivitäten rund

um natürliches und abgereichertes Uran und für die

Kernfusion. Der Artikel skizziert die Grund elemente

der Haftung nach § 26 AtG, die aufgrund jüngerer

Entwicklungen wie dem Kernenergieausstieg in

Deutschland möglicherweise künftig an Bedeutung

gewinnen wird.

Untersuchungen zu den Zuständen im

Ringraum des Reaktorgebäudes eine DWR

vom Typ KONVOI im Falle von schweren

Störfällen mit erhöhten Leckagen aus dem

Containment

Ivan Bakalov and Martin Sonnenkalb | Seite 85

Die anlageninternen Notfallschutzkonzepte der in

Betrieb befindlichen KKW in Deutschland wurden

nach den Unfällen in Fukushima Daiichi verbessert

und damit Empfehlungen der Reaktorsicherheitskommission

(RSK) und neue Erkenntnisse aus den

Stress Tests umgesetzt. Die Wirksamkeit von neu

entwickelten Maßnahmen des mitigativen Notfallschutzes

für eine DWR-Referenzanlage vom Typ

KONVOI hinsichtlich der Zustände im Ringraum

des Reaktorgebäudes bei erhöhten Leckagen aus

dem Containment während schwerer Störfälle

wurde analysiert. Die Freisetzung von Wasserstoff

und Radionukliden in den Ringraum des Reaktorgebäudes

wurde an Hand von zwei repräsentativen

schweren Störfallszenarien unter der Annahme

unterschiedlicher Randbedingungen untersucht.

Die Analysen wurden ohne und mit mitigativen

Notfallmaßnahmen (bereits umgesetzte oder

zusätzliche Maßnahmen) durchgeführt, und die

Ergebnisse bestätigten die Wirksamkeit aller Maßnahmen.

Die Arbeiten wurden im Rahmen eines

Forschungsprojektes der GRS finanziell unterstützt

vom BMUB durchgeführt.

Sensitivitätsanalyse von MIDAS-Tests mit

SPACE-Code: Auswirkung der Nodalisierung

Shin Eom, Seung-Jong Oh und Aya Diab | Seite 90

Die Sensitivitätsanalyse zur Nodalisierung für die

Bypass-Phänomene des ECCS (Emergency Core

Cooling System) wurde mit Hilfe des thermo hydraulischen

Analyse-Computercodes SPACE ( Safety and

Performance Analysis CodE) durchgeführt. Dazu

wurden die Ergebnisse des MIDAS-Tests (Multidimensional

Investigation in Downcomer Annulus

Simulation) verwendet. Der MIDAS-Test wurde vom

KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) zur

Leistungsbewertung des ECC ( Emergency Core

Cooling) Bypass-Phänomens im DVI (Direct Vessel

Injection) System durchgeführt. Das Hauptziel dieser

Studie ist es, die Sensitivität der SPACE-Code-Ergebnisse

für die thermo hydrau lischen Unterkanäle zu

untersuchen, die zur Modellierung des Ringraums im

MIDAS- Experiment verwendet werden. Aus Gründen

der Rechen effizienz wird für die SPACE-Code-

Nodalisierung eine 4-Kanal-Darstellung empfohlen.

Knowledge Management und TRIZ

für die Sicherstellung der Abschaltfähigkeit

bei Feueralarmen in Kernkraftwerken

Chia-Nan Wang, Hsin-Po Chen,

Ming-Hsien Hsueh und Fong-Li Chin | Seite 95

Die Katastrophe von Fukushima im Jahr 2011 hat

die Frage nach der Sicherheit von Kernkraftwerken

erneut gestellt. In dieser Studie wurde Wissensmanagement

in Verbindung mit der Teoriya Resheniya

Izobreatatelskih Zadatch (TRIZ) Methode bei der

Formulierung einer Datenbank eingesetzt, um die

Bewertung der Fähigkeit zur sicheren Abschaltung

nach einem Brand in einem Kernkraftwerk zu

ermöglichen. Der vorgeschlagene Ansatz zielt

darauf ab, die Anlagen mit den Standards der

US Nuclear Regulatory Commission (NRC) in

Einklang zu bringen. Bei der Implementierung in

einer Fallstudie eines asiatischen Kernkraftwerks

erwies sich die Methode als sehr effektiv bei der

Feststellung von 22 Kabeln, die nicht den vorgegebenen

Anforderungen entsprachen, wodurch

850.000 mögliche Ereignispfade auf 0 reduziert

wurden. Diese Studie kann auch als Referenz

dienen für die Entwicklung systematischer Ansätze

zur weiteren Modernisierung von Kernkraftwerken.

Korrosionprozesse legierter Stähle

in Salzlösungen

Bernhard Kienzler | Seite 104

Es wird eine Zusammenfassung der Experimente

zur Korrosion von legierten Cr-Ni Stählen in

Salzlösungen vorgestellt. Die Experimente wurden

Im Forschungszentrum Karlsruhe (heute KIT),

Institut für Nukleare Entsorgung (INE) im Zeitraum

zwischen 1980 und 2004 durchgeführt. Legierte

Stähle zeigten eine deutlich geringere Flächenkorrosion

im Vergleich zu den ebenfalls untersuchten

Kohlenstoffstählen. Jedoch findet in den

Salzlösungen eine Störung der Korrosionsschutzschichten

aus Cr-Oxiden auf den Stahloberflächen

statt, die zu lokalen Korrosionsprozessen führt.

Flächenkorrosionsraten und die Beobachtungen

hinsichtlich Lochfrass-, Spalt- und Spannungsrißkorrosion

werden aufgezeigt.

Entwicklung eines Codes zur Berechnung

der Strahlendosis und -konzentration bei

Freisetzung von luftgetragenen Radionukliden

während des unfallbedingten

und normalen Betriebes kerntechnischer

Anlagen

A. Haghighi Shad, D. Masti,

M. Athari Allaf, K. Sepanloo,

S.A.H. Feghhi und R. Khodadadi | Seite 111

Zur Abschätzung von Strahlendosen und stochastischen

Risiken durch atmosphärische und flüssige

Radionuklidemissionen bei einem Reaktorunfall

und im Normalbetrieb wurde ein benutzerfreundliches

dynamisches radiologisches Freisetzungs- und

Dosismodell entwickelt. Zusätzlich zu den Einzeldosen

aus verschiedenen Pfaden für verschiedene

Nuklide können Kollektivdosen und stochastische

Risiken mit Hilfe des entwickelten benutzerfreundlichen

KIANA Advance Computational Computer

Codes und Modells berechnet werden. Der aktuelle

Code kann mit jedem weiträumigen atmosphärischen

Ausbreitungs-/Kurzzeitmodell gekoppelt

werden, mit dem Radionuklidkonzentrationen

in der Luft und am Boden und in Gewässern

berechnet werden können.

Tagungsbericht: Zukunftsmanagement –

zentrale Lösungsansätze für Kernanlagen

Matthias Rey | Seite 121

Zukunftsmanagement erfordert sorgfältige Planung

und Wissen darüber, welche Optionen zur Verfügung

stehen, wieweit Optimierungen sinnvoll

sind und welche Maßnahmen und Prozessänderungen

sich allenfalls bereits anderswo

bewährt haben. Der Vertiefungskurs 2017 des

Nuklearforums Schweiz nahm diese Thematik auf.

Im Zentrum standen Lösungsansätze zum Optimieren

von Systembetrieb und Instandhaltung

sowie die Mitarbeitenden in ihrer sich verändernden

Umwelt. Als Novum wurden die Themen

der Inputreferate des Vormittags in Workshops

vertieft diskutiert.

Mit der Kernenergie zu spielen

ist Teil der Politik

John Shepherd | Seite 134

Eine Woche ist in der Politik eine lange Zeit! Dieser

Satz wird dem ehemaligen britischen Premierminister

Harold Wilson zugeschrieben. Was ist

dann mit einem Monat oder mehreren Monaten,

wie sie für eine langfristige Technologie wie der

Kernenergie bestimmend sind? Die kerntechnische

Industrie hat längst akzeptiert, dass sie als politischer

Spielball genutzt werden kann, um je nach

Situation ins Tor oder vom Spielfeld geschossen zu

werden. „Nuklearpolitiker“ wissen, dass Entscheidungen

zur Kernenergie nicht nur „Macht“

bedeuten, sondern auch Verantwortung. Heute

geht es deshalb darum hier mit gutem Beispiel

voranzugehen.

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ABSTRACTS | GERMAN

Abstracts | German

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