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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